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論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 8; Safety margin of spent fuel in large LOCA event by the simple assessment method

染谷 崇之*; 千年 宏昌*; 渡辺 聡*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

新規制基準の下、電力各社ではSFP冷却水損失事故時の安全評価を簡易な手計算で実施しているが、その安全裕度に関しては十分な議論がなされていない。そのため、本研究ではCFD解析によるSFP冷却水損失事故の詳細評価を実施し、簡易な手計算での評価結果と比較を行った。その結果、簡易な手計算ではCFD解析に比較して100$$^{circ}$$C程度、事故時の燃料の最高温度を高く評価することが明らかになった。

論文

Waste management scenario in the hot cell and waste storage for DEMO

染谷 洋二; 飛田 健次; 柳原 敏*; 近藤 正聡*; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; 坂本 宜照

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2033 - 2037, 2014/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:50.39(Nuclear Science & Technology)

原型炉での保守シナリオは、ブランケット及びダイバータモジュールをバックプレートに配置したセクター集合体を一括で交換することを想定している。定期交換保守によって発生する放射化した集合体には、残量熱と吸蔵されたトリチウム(T)および表面に付着したタングステン(W)ダストが存在する。したがって、集合体の保管、解体および処分の際には、集合体の温度及び吸蔵T及びWダスト管理に留意する必要がある。検討の結果、ホットセルにおいて自然対流冷却が可能になるまでの約半年間を、集合体内の既設配管に冷却水を流して冷却することとした。この手法の特徴は、集合体を低温にできるので吸蔵Tの放出が抑えられるとともに、ホットセル内の雰囲気を自然対流環境下で維持できるため、Wダストの拡散を防ぐことができる。次に、廃棄物を埋設処分する際には、モルタルとともに詰めた廃棄体として、処分することを想定している。検討の結果、残留熱を有する廃棄体をモルタルの健全性が保てる温度(65$$^{circ}$$C)以下になるまで、中間貯蔵施設において、約12年程度一時保管する必要があることがわかった。本論文では、ホットセル及び一時保管施設の具体的イメージを示すとともに定期保守時に発生する廃棄物の減容に係る検討結果を報告する。

論文

次世代エネルギー産業を支える溶接技術,2; 次世代エネルギー産業の動向とそれに関わる溶接技術へのニーズと課題; 核融合

廣瀬 貴規; 染谷 洋二; 谷川 尚; 鈴木 哲

溶接学会誌, 83(1), p.70 - 77, 2014/01

今後の世界を支えるエネルギー生産・利用技術の動向を見渡し、その基盤技術のひとつである溶接・接合技術の進むべき道を明らかにすることを目的として、核融合エネルギー分野における産業の動向と展望、発電設備の概念設計と特徴、および溶接・接合技術と課題について解説する。トカマク型核融合炉における発電までのロードマップを解説するとともに、核融合炉において特徴的な溶接・接合分野の技術課題として、放射線環境における遠隔機器による溶接、拡散接合によるニアネットシェイプ形成、接合部への中性子照射効果、およびロウ付けによるダイバータ製作を取り上げ解説する。

論文

Development of a two-dimensional nuclear-thermal-coupled analysis code for conceptual blanket design of fusion reactors

宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 佐藤 聡; 関 洋治; 高瀬 治彦

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2378 - 2381, 2011/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:66.1(Nuclear Science & Technology)

原型炉のブランケット設計用として、2次元の核計算及び熱計算を連続して行う核熱連成コードDOHEATを開発した。DOHEATは、Sn法に基づく2次元輸送計算コードDOT3.5及びJENDL-3.1をもとにした群定数ライブラリーFUSION-40を用いて輸送計算を行い、得られた中性子及び$$gamma$$線スペクトルから2次元化したAPLLE-3を介して、核発熱率やTBR等の物理量を計算する。また、得られた核発熱率及び材料物性データを用いて伝熱解析を行い定常状態における温度分布を算出することが可能である。DOHEATを用いることにより、2次元的に配置された内部構造を正確に模擬できるようになり、これまでの1次元解析から解析精度が向上した。また、描画形式の入力インターフェイスを整備することにより、さまざまなブランケット概念の構築が容易に行えるようになった。従来までの1次元コードと併用することにより、非常に多くの計算回数を要する増殖材及び増倍材等の量の最適化など第一次案の検討及び詳細検討を効率よく行い、より幅広い原型炉ブランケットの概念設計検討を進められると考えられる。

論文

Maintenance concept for the SlimCS DEMO reactor

飛田 健次; 宇藤 裕康; 角舘 聡; 高瀬 治彦; 朝倉 伸幸; 染谷 洋二; Liu, C.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2730 - 2734, 2011/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:74.32(Nuclear Science & Technology)

原型炉の稼働率を改善するため、セクター一括水平引き抜き概念の設計検討を行った。730トンに達するセクターの搬送は多数の車輪/軸受けから構成される台車をセクター下部に挿入して行う。台車挿入後、その上面に設置したジャッキを利用して台車への荷重の移行を行う。カウンターバランスを使わずにセクターをキャスク内に引き込むために、クライオスタット側面を支点としてナット回転ボールネジを駆動する方式を採用した。セクター搬入後は、エアーキャスターを利用してクライオスタットからホットセルまでキャスクを搬送する。このほか、ロープ支持構造体とシャフトによるトロイダルコイル転倒力の伝達,コンクリート床及びクライオスタットによる転倒力支持など、保守に関連する新しい要素技術を提案した。この保守方式によって全セクターの交換に要する期間は35.5-67.5日と見積もられ、目標(3か月未満)を満たす見通しを得た。

論文

Removal of cesium using cobalt-ferrocyanide-impregnated polymer-chain-grafted fibers

石原 量*; 藤原 邦夫*; 原山 貴登*; 岡村 雄介*; 内山 翔一朗*; 杉山 まい*; 染谷 孝明*; 天海 亘*; 海野 理*; 小野 翼*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(10), p.1281 - 1284, 2011/10

AA2011-0190.pdf:0.45MB

 被引用回数:40 パーセンタイル:95.75(Nuclear Science & Technology)

Zeolites combined with insoluble metal ferrocyanides are known as adsorbents capable of specifically capturing cesium ions and attract much attention, due to its easy operation at sites for processing water contaminated with radioisotopes. To achieve more effective adsorption, we prepared a novel M-FC-impregnated fiber by radiation-induced graft polymerization and subsequent chemical modifications. Cobalt ions were bound to a sodium styrene sulfonate-grafted 6-nylon fiber via an ion-exchange interaction. Subsequently, the bound cobalt ions were reacted with potassium ferrocyanide to form insoluble or sparingly soluble cobalt-ferrocyanide (Co-FC). The resultant Co-FC-impregnated fiber with a Co-FC content of 7.3% exhibited a high affinity to cesium ions in the presence of NaCl. Such fibers can be fabricated into various fiber modules suitable for the removal of radioisotopes at sites.

論文

水中に噴出する高圧ガスの不足膨張噴流に関する研究

染矢 聡*; 内田 光則*; 内堀 昭寛; 大島 宏之; Li, Y.*; 岡本 孝司*

日本機械学会論文集,B, 75(759), p.2173 - 2181, 2009/11

ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時安全評価を目的として、ナトリウム-水化学反応を伴う噴流の挙動や、その影響で発生する周辺伝熱管ウェステージ現象を評価するための数値解析手法を開発している。解析手法の開発において、液体中への高圧気体噴出挙動を解明するとともに検証用データを取得することが重要な課題となっていることから、本研究では、水中窒素ガス不足膨張噴流の可視化実験を実施した。窒素ガスの圧力条件を実験パラメータとして、噴流形状,到達距離,拡がり角度,周囲液体の連行挙動,噴流中の液滴速度等、解析手法の検証に有用なデータを取得した。

論文

Preliminary experiments with an underexpanded gas jet into water

内田 光則*; 染矢 聡*; 岡本 孝司*; 大島 宏之

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 13 Pages, 2009/09

ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時安全評価を目的として、ナトリウム-水化学反応を伴う噴流の挙動や、その影響で発生する周辺伝熱管ウェステージ現象を評価するための数値解析手法を開発している。解析手法の開発において、液体中への高圧気体噴出挙動を解明するとともに検証用データを取得することが重要な課題となっていることから、本研究では、水中空気不足膨張噴流の可視化実験を実施した。実験により、噴流形状,到達距離,拡がり角度,周囲液体の連行挙動,噴流中の液滴速度等、解析手法の検証に有用なデータを取得した。また、空気側圧力の変化が噴流の挙動に及ぼす影響を明らかにした。

論文

Data processing methods for dynamic neutron tomography velocimetry

呉田 昌俊; 熊田 博明; 久米 悦雄; 染矢 聡*; 岡本 孝司*

Proceedings of 3rd International Workshop on Process Tomography (IWPT-3) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/04

本報は、FBR炉心を模擬した発熱試験体内を流れる液体金属流の速度及び軌跡を3次元の時間変化として計測し、数値解析コードの検証に役立てることを最終目標として開発を進めている新しい中性子を用いた多次元速度計測技術に関する報告であり、特に大規模な複数の動画データから3次元で動くトレーサの速度と軌跡を解析するデータ処理手法に関して報告する。本技術開発では、独自開発したソフトウェア内に多くの画像処理手法やCT再構成手法、そして速度・軌跡解析手法を研究開発して組み込むことにより、基礎試験体中のトレーサの速度と軌跡を解析可能とした。

論文

Dynamic neutron computer tomography technique for velocity measurement in liquid metal flow; Fundamental PTV experiment

呉田 昌俊; 熊田 博明*; 久米 悦雄; 染矢 聡*; 岡本 孝司*

Journal of Physics; Conference Series, 147, p.012087_1 - 012087_14, 2009/03

本報は、FBR炉心を模擬した発熱試験体内を流れる液体金属流の速度及び軌跡を3次元の時間変化として計測し、数値解析コードの検証に役立てることを最終目標として開発を進めている新しい中性子を用いた多次元速度計測技術に関する報告である。高速度撮像中性子ラジオグラフィ,コンピュータ断層撮影技術(CT),粒子追跡技術を組合せた計測システムをモンテカルロ解析により設計・構築し、研究用原子炉JRR-4に装置を設置して技術実証試験を実施した。本試験の結果、125Hzと250Hzの記録速度で3次元で動くトレーサの速度と軌跡の時間変化を計測できる見通しが得られた。

論文

Dynamic neutron computer tomography technique for velocity measurement in liquid metal flow; Fundamental PTV experiment

呉田 昌俊; 熊田 博明; 久米 悦雄; 染矢 聡*; 岡本 孝司*

Proceedings of 6th International Symposium on Measurement Techniques for Multiphase Flows (ISMTMF 2008) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2008/12

本報は、FBR炉心を模擬した発熱試験体内を流れる液体金属流の速度及び軌跡を3次元の時間変化として計測し、数値解析コードの検証に役立てることを最終目標として開発を進めている新しい中性子を用いた多次元速度計測技術に関する報告である。高速度撮像中性子ラジオグラフィ,コンピュータ断層撮影技術(CT),粒子追跡技術を組合せた計測システムをモンテカルロ解析により設計・構築し、研究用原子炉JRR-4に装置を設置して技術実証試験を実施した。本試験の結果、125Hzと250Hzの記録速度で3次元で動くトレーサの速度と軌跡の時間変化を計測できる見通しが得られた。

論文

PIV measurement of a flow field in a narrow gap between wire-wrapped fuel rod in FBR

越智 大輔*; 染矢 聡*; 大島 宏之; 岡本 孝司*

Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11

高速増殖炉の高い安全性・効率を確保するには、高精度な熱流動数値解析手法の開発、及び、実測データを用いた数値解析手法の検証が必要である。本研究では、数値解析手法検証用のデータを取得することを目的に、高速増殖炉燃料ピンバンドルを模擬した7本ピンバンドル体系熱流動計測装置を用い、PIVによる速度場計測を実施した。ヒーター加熱有り/無し、あるいは、流量を変更したそれぞれの条件において、燃料ピン間の狭隘流路における流速データを取得することに成功した。

論文

Velocity and temperature measurements of water flow in a wire-wrapped rod bundle system using temperature sensitive particles

染矢 聡*; 越智 大輔*; 大島 宏之; 岡本 孝司*

Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11

燐光剤を合成した感温粒子(Temperature Sensitive Particle)を用い、高速増殖炉燃料ピンバンドルを模擬した7本ピンバンドル体系熱流動試験装置により速度・温度場同時計測を実施した。本計測では、感温粒子にパルスレーザーを照射し、高速度カメラで撮影した燐光画像から速度場を算出するとともに、時々刻々と減衰する燐光強度から温度を同時に評価した。これにより、数値解析手法の検証に有用なデータを取得した。

論文

Preliminary experiments with an underexpanded gas jet into water

内田 光則*; 染矢 聡*; 岡本 孝司*; 大島 宏之

Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11

高速増殖炉の蒸気発生器において伝熱管に貫通破損孔が生じると、水又は水蒸気が周囲の液体ナトリウム中へ噴出し、不足膨張噴流が形成される。本研究では、このような現象の解明を目的とし、水中での不足膨張噴流(窒素)に関する実験を実施した。実験では、可視化により噴流の水中侵入距離や拡がり幅を調べるとともに、PIVによる速度場計測を実施した。実験の結果、噴流の水中侵入距離,拡がり幅,気泡の移動速度についてデータが得られ、それらは噴出側圧力の増加とともに増大するとの知見が得られた。

口頭

液体金属熱流動評価のためのダイナミック中性子トモグラフィ技術の開発,1; 装置開発と基礎試験

呉田 昌俊; 熊田 博明; 久米 悦雄; 染矢 聡*; 岡本 孝司*

no journal, , 

液体金属冷却型高速増殖炉の炉心熱流動評価手法の信頼性向上に資する詳細データを整備するため、ダイナミック中性子トモグラフィ(DNCT)と命名した4次元熱流動計測技術の開発に着手した。本報では、DNCT装置の開発、及び研究用原子炉JRR-4での基礎試験に関して報告する。基礎試験により、6投影分の中性子ラジオグラフィ映像を同時に高速度で記録するDNCTの基本原理が確認できた。

口頭

液体金属熱流動評価のための高速度3次元直接計測技術開発

岡本 孝司*; 染矢 聡*; 呉田 昌俊; 熊田 博明; 久米 悦雄

no journal, , 

本事業では液体金属冷却型高速増殖炉の炉心熱流動評価手法の信頼性向上と上部構造物における高サイクル疲労評価のための水流動高時間分解3次元計測技術を開発するとともに、これを応用した液体金属流動高時間分解3次元計測技術を開発し、水及び液体金属の多次元温度-速度相関熱流動データベースの構築を目指すことを目的とする。DNCTシステム開発においては、JRR-4の中性子ビーム環境を最大限に活かすため中性子モンテカルロ解析コードMCNPを用いてDNCTシステムを設計・製作した。製作したシステムを用いてJRR-4中性子照射室で炉内基礎試験を実施し、DNCTシステムの基礎的特性を評価した。

口頭

ダイナミック中性子トモグラフィ技術の開発; 4次元速度計測基礎試験

呉田 昌俊; 熊田 博明; 久米 悦雄; 染矢 聡*; 岡本 孝司*

no journal, , 

本報では、ダイナミック中性子トモグラフィと命名した新しい計測技術に関して記す。この技術は、液体金属流の3次元速度分布の可視化と計測を目的として、高速度撮像中性子ラジオグラフィ技術とCT技術を基盤技術として開発した。開発したダイナミック中性子トモグラフィシステムでは、6本の中性子ビームを生成し、その中性子ラジオグラフィ像を同時に生成する。そしてこの6投影像を、研究用原子炉JRR-4の中性子照射室に設置した3組の高速度ビデオカメラを用いて記録する。開発したシステムを用いてダイナミック中性子トモグラフィの基本特性を確認するため、液体金属流を模擬したトレーサ入回転体試験体を用いた基礎試験を実施し、連続した瞬時の3次元CT値を動的に可視化した。

口頭

液体金属熱流動評価のためのダイナミック中性子トモグラフィ技術の開発,2; 速度計測

呉田 昌俊; 熊田 博明; 久米 悦雄; 染矢 聡*; 岡本 孝司*

no journal, , 

液体金属冷却型高速増殖炉の炉心熱流動評価手法の信頼性向上に資する詳細データを整備するため、ダイナミック中性子トモグラフィ(DNCT)と命名した4次元熱流動計測技術の開発を進めている。本研究開発では、DNCTによる速度計測を実現するためのデータ処理手法を研究し、バネモデル粒子追跡法を発展させてトレーサの速度と軌跡を計測する技術を開発した。本報では、DNCT解析システムに実装した速度計測法と、研究用原子炉JRR-4を用いて得た基礎データで速度と軌跡を計測した結果に関して報告する。

口頭

変形燃料ピンバンドル内熱流動評価手法に関する研究,1; ピンバンドル内側の速度場計測

越智 大輔*; 染矢 聡*; 岡本 孝司*; 大島 宏之; Li, Y.*; 吉田 智*

no journal, , 

高速増殖炉の高い安全性・効率を確保するには、高精度かつ実用的な熱流動場の予測手法が不可欠であり、その開発には要求される予測精度以上の精度を持つ実測データが必要である。本研究では、高速増殖炉燃料ピンバンドルを模擬した7本ピンバンドル体系熱流動計測装置を用い、速度場計測を実施した。

口頭

変形燃料ピンバンドル内熱流動評価手法に関する研究,2; 水実験のための温度測定法の開発

染矢 聡*; 岡本 孝司*; 大島 宏之; 吉田 智*; Li, Y.*

no journal, , 

燐光剤を合成した感温粒子(Temperature Sensitive Particle)を用い、ワイヤ付き7本燃料ピンバンドル体系での速度・温度場同時計測を実施した。本研究を通じ、提案する速度・温度場同時計測手法の有効性を確認した。

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