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石井 克典; 鈴木 政浩; 木原 義之; 藤井 寛一*
粉体工学会誌, 42(7), p.472 - 477, 2005/00
スフェアパック燃料ピンの製造条件の最適化に資するために、マイクロフォーカス型X線CT装置を用いて、小粒子浸透中の燃料ピンの内部構造を観察した。振動により落下中の小粒子は、大粒子充填体の空隙の一部を閉塞させることがある。また落下した小粒子は燃料ピン下端に到達し、大粒子充填体の空隙を満たし、充填が完了した層を形成する。この層が充填カラムの下部から上部に成長することにより、スフェアパックの充填プロセスが進行する。充填カラムの上端には、大粒子と管壁に小粒子が完全に入り込んだ特異層が、振動開始直後に形成され、その構造は充填完了後も変化しない。特異層の形成は振動充填シミュレーション結果と定性的に一致した。
森平 正之; 小澤 隆之; 冨田 豊; 鈴木 政浩; 重留 義明; 木原 義之; 河野 秀作
JNC TN8400 2004-014, 193 Pages, 2004/07
JNC-TN8400-2004-014.pdf:24.52MB
サイクル機構が、スイスPSI 及びオランダNRGとの間で進めている振動充填燃料開発に関する共同研究は、5%Np-MOXを含むスフェアパック燃料(球状粒子充填燃料)について、ペレット燃料、バイパック燃料(非球形粒子充填燃料)とともに、オランダのHFR (High Flux Reactor)において比較照射を行う共同研究プロジェクトであり、照射試験を目指す過程で、PSIが長年に渡る研究実績を有するスフェアパック燃料に係る照射挙動評価モデリング、燃料設計、粒子燃料製造及び振動充填に係る技術を機構に導入することが一方の目的としている。PSIにおける照射試験ピンの製造は2003年5月に完了した。2004年1月から3月にかけてHFRにおける前半2回の照射試験を終了し、現在照射後試験を進めている。後半2回の照射は2004年秋までに実施される予定である。本報告書は、共同研究前半の燃料設計と照射ピン製造を中心にまとめたものである。
シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム; 中島 甫*; 柴田 勝之; 塚田 隆; 鈴木 雅秀; 木内 清; 加治 芳行; 菊地 正彦; 上野 文義; 中野 純一; et al.
JAERI-Tech 2004-015, 114 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-015.pdf:38.06MB
東京電力(株)福島第二原子力発電所2号機においては、原子力安全・保安院の指示によりシュラウド溶接部の目視点検を実施し、炉心シュラウド中間胴/中間部リング溶接線H3外面にひび割れを発見した。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中には随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果と溶接により発生する引張残留応力及び炉水中の比較的高い溶存酸素濃度を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると考えられる。応力腐食割れの発生原因については、さらに施工法の調査などを行い検討する必要がある。
鬼沢 邦雄; 堤 英明*; 鈴木 雅秀; 柴田 勝之; 上野 文義; 加治 芳行; 塚田 隆; 中島 甫*
JAERI-Tech 2003-073, 125 Pages, 2003/08
JAERI-Tech-2003-073.pdf:11.62MB
沸騰水型原子力発電所炉心シュラウドのひび割れに関し、原子力安全委員会による事業者による健全性評価報告書の妥当性確認に資するため、SCC進展評価線図の妥当性,き裂進展量の評価、及び健全性評価に関する調査を実施した。調査は、東京電力(株)柏崎刈羽原子力発電所3号機のシュラウド下部リング部及びサポートリング部、並びに福島第一原子力発電所4号機のシュラウド中間胴部の溶接部近傍に確認された応力腐食割れを対象とした。SCC進展評価線図に関しては、リング部の材料・環境条件に対するSCC進展評価線図のデータを分析し、日本機械学会維持規格の線図の保守性を確認した。き裂進展量の評価に関しては、き裂形状のモデル化を行い、最適な応力拡大係数算出式を採用してき裂進展解析を行った結果、リング部及び中間胴部ともに、事業者の評価結果が保守的であることを確認した。シュラウドにき裂が存在する場合について、剛性の低下に関する構造解析を実施した結果、剛性低下はわずかであり、地震荷重に対するき裂の影響は小さいことを確認した。シュラウドの健全性に関して、運転時及び地震時の荷重条件から必要残存面積及び許容き裂長さを算定し、き裂進展解析結果と比較を行った。この結果、リング部及び中間胴部ともに、実運転4年間後も健全性は確保されることを確認した。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(5), p.413 - 423, 1999/05
被引用回数：3 パーセンタイル：21.18(Nuclear Science & Technology)上鏡部に三次元形状でスタンドパイプが林立する圧力容器を有する高温ガス炉の水冷形冷却パネルによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度を実験により調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプを有し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と、空気を充填した炉室と圧力容器を囲む冷却パネルで構成する。軸対称解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法と新たに提案した三次元形状を有するスタンドパイプをポーラスボディセルで模擬した軸対称モデルを検証した。圧力容器最高温度430
C、ヘリウムガス圧力0.47MPa条件で、数値解析は、最高温度が現れる圧力容器頂部温度を実験結果に対し-25、+70Cの差異で、また、冷却パネル除熱量を実験値に対し、-4.1%の差異で比較的よく評価した。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
日本機械学会論文集,B, 65(633), p.248 - 254, 1999/05
高温ガス炉の空冷形冷却パネルによる受動的熱除去特性と構造物温度分布を実験により調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプを有し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100kWヒータ内蔵の直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。軸対象解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法と解析モデルの妥当性を検証した。圧力容器最高温度514C、ヘリウムガス圧力0.64MPa条件で、数値解析は、圧力容器温度を実験結果に対し-10C、+50Cの差異で比較的よく表すとともに、冷却パネル除熱量を実験値に対し-15.4%の差異で比較的よく評価した。
大森 栄一; 鈴木 弘; 加藤 良幸; 北谷 文人; 小杉 一正; 菊地 直樹
動燃技報, (107), p.55 - 64, 1998/09
平成9年3月11日に発生したアスファルト固化処理施設の火災爆発事故では、午前10時頃に発生した火災の後、同日夜8時頃に爆発が発生した。この爆発により施設の窓や扉などが破損して開口部ができ、施設の閉じ込め機能が失われた。事故後、施設内被害状況や運転記録の調査を行い、各種試験、解析を実施し爆発原因の検討を行った。その結果、火災時の水噴霧が不十分でドラム内部のアスファルトが酸素不足の室内で可燃性ガスを発生したこと、換気フィルタの閉塞による換気不足により可燃性ガスが室内に滞留したこと、その後槽類換気系からの押し出し空気により酸素が供給されたこと、加熱したドラムの自然発火により可燃性ガスと空気の混合気体に着火したことが火災後に爆発を生じた原因である可能性が高いものと評価した。
アスファルト固化処理施設火災爆発事故原因究明・再発防止対策班; 大森 栄一; 加藤 良幸; 鈴木 弘; 下山田 哲也; 富山 祐弘; 下倉 光春; 桜庭 輝美; 森本 恭一; 萩原 正義; et al.
PNC TN8410 98-013, 1028 Pages, 1998/01
PNC-TN8410-98-013.pdf:143.04MB
アスファルト固化処理施設で発生した火災爆発事故の発生原因を究明するため、事故発生後の施設内において詳細な被害状況の調査を実施した。調査の結果、施設内の被害は、アスファルト充てん室(R152)付近を中心として1階および2階に集中していた。アスファルト充てん室(R152)では、遮へい扉などの部屋境界部分が破損しており、シールディングウォールが充てん室内に飛ばされているのを除いて充てん室から外に向かって破壊されている。天井にあるハッチなどの落下によりドラムの変形や破損がみられるものの、多くのドラムは比較的整然と並んでおり、室内の被害はさほど多くはない。アスファルト充てん室(R152)周辺の部屋では各室内にあった備品などが飛散している。エクストルーダについては、ドーム内部を含めて調査したが破損した様子は無く、異常はみつけられなかった。換気系については、セル換気系および建屋換気系給気の系統に被害が集中しているが、建屋換気系排気および槽類換気系には、ほとんど被害がみられなかった。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
Transactions of the American Nuclear Society, 79, p.160 - 161, 1998/00
高温ガス炉の空冷形冷却パネルシステムによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度分布を実験で調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプ、模擬炉心として出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。システム設計・評価で高い信頼性が要求される過熱ガスの自然対流による圧力容器温度への影響評価のために6分割ヒータの最下段のみ点火した条件と、圧力容器最高温度を514Cまで高めた事故時温度条件の実験結果に、解析コードTHANPACST2を適用し解析手法とモデルの妥当性を検証した。数値解析は、スタンドパイプにより除熱が抑制され、高温のガスの自然対流により過熱される圧力容器頂部の温度を、実験値に対し0~+50Cの差異で比較的よく表し実験値を高く評価する保守性を有した。システム除熱量は、実験値に対し-5.9~-18%の差異で比較的よく表し実験値を低く評価する保守性を有した。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
Heat Transfer-Jpn. Res., 26(3), p.159 - 175, 1997/00
高温ガス炉(HTGR)の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物の温度分布を調べるため、システムを模擬した実験装置により実験を行った。実験装置は、炉心の崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒーターを内蔵した、直径1m,高さ3mの圧力容器と、容器を取り囲む冷却パネルからなる。数値解析コードTHAPACST2の数値解析手法と提案されたモデルを検証するために、実験と数値解析の比較検討を行った。圧力容器内ヘリウムガス圧力を0.73MPa,温度を210Cの条件で、圧力容器温度は-29C,+37Cの誤差の範囲で実験データをよくあらわした。冷却パネルの除熱量の数値解析結果は実験結果に比べて11.4%低く、放射による伝熱量は除熱量の全入熱量の74.4%であった。また、圧力容器のスカート形サポートの上下端の空気流路を流れる自然対流により圧力容器の下鏡部が効果的に冷却されることがわかった。
日野 竜太郎; 藤崎 勝夫; 小林 敏明; 会田 秀樹; 太田 幸丸; 大内 義弘; 関田 健司; 羽賀 勝洋; 加藤 道雄; 茂木 春義; et al.
JAERI-Tech 96-037, 45 Pages, 1996/09
HTTRという実炉を用いて世界で初めて高温核熱利用系を接続して実証試験を実施するのに先立ち、機器の高性能化、運転・制御及び安全技術の実証、設計・安全評価解析コードの検証のための炉外技術開発試験が不可欠である。そこで、HTTRの最初の熱利用系である水蒸気改質水素製造システムの炉外技術開発試験装置の設計検討を行った。本報告は、試験装置のなかで原子炉システムを模擬して約900Cの高温ヘリウムガスを水蒸気改質システムに供給するヘリウムガス供給系の設計についてまとめたものである。HENDEL全設備を調査してヘリウムガス供給系に再利用可能な機器を評価・整理した。また、新規に製作するヘリウムガス高温加熱器等の熱流動性能及び構造強度の評価を行い、その仕様と構造を定めた。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
日本機械学会論文集,B, 62(600), p.3109 - 3117, 1996/00
高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムを模擬した実験装置により、各構造物の温度分布とシステムの除熱特性を調べた。実験装置は炉心の崩壊熱を模擬する直径1m、高さ3mの圧力容器と圧力容器を取り囲む冷却パネルから構成される。解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法及びモデルの検証を行った。圧力容器内に0.73MPaのヘリウムガスを充填し圧力容器の最高温度が210Cとなる条件で、圧力容器温度の解析結果は実験結果に対して-29~+39Cの誤差で評価した。冷却パネル除熱量の解析結果は実験結果に対して11.4%低く、放射伝熱の割合は全除熱量の74.4%を占めた。解析結果から、圧力容器を支持するスカート型サポートの上下端に設けた流路を流れる自然対流が圧力容器下鏡を有効に冷却することがわかった。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
JAERI-Research 95-049, 36 Pages, 1995/07
JAERI-Research-95-049.pdf:1.18MB
MHTGR用水冷型冷却パネルシステムの除熱特性を調べるために、冷却パネル特性試験により得られた代表的3ケース(圧力容器内真空、ヘリウム0.73MPa、窒素1.1MPa)に、二次元数値解析コード-THAPACST2-を適用し、実験データとの比較により数値解析コードを検証し、水冷型冷却パネルシステムの除熱特性について以下の各項を明らかにした。(1)圧力容器及び冷却パネル外表面の熱放射率0.80を用いた圧力容器温度と冷却パネル除熱量の数値解析結果は0.95の場合と比較して保守的で適切な評価であった。容器温度が最高420Cとなる窒素ガス条件で、容器温度は実験値に対して+72C、-128C、冷却パネル全除熱量はヒータ出力に対して-16.4%の精度で予測可能だった。(2)炉室内空気の自然対流による除熱量が15~30%と冷却パネル全除熱量に対する割合が小さいにも関わらず、容器温度が炉室内空気の自然対流に大きく影響を受ける。
)による自然循環試験高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫; 数土 幸夫
JAERI-Research 95-048, 41 Pages, 1995/07
JAERI-Research-95-048.pdf:1.22MB
MHTGR用受動的冷却システムの冷却特性を把握するために、高温ガス炉炉床部(CBS)の実寸大モデルであるHENDEL-T試験部により、圧力容器内ヘリウムガス圧力を1~3MPaの範囲で変えて、冷却材強制循環喪失事故を模擬した自然循環試験を行った。試験により得られたデータを用いて数値解析コードTHANPACST2の数値解析手法及びモデルの検証を行うとともに、自然循環時におけるヘリウムガスの伝熱流動特性及び構造物温度の過渡変化挙動を調べた。炉床部黒鉛ブロック間のヘリウムガスの漏れ流れを考慮した数値解析結果は実験結果をよく表した。また、構造物の温度の過渡変化は、炉床部黒鉛ブロック間のヘリウムガスの漏れ流れ、ヘリウムガス圧力及びHENDEL-M+Aループにある高温配管等の高温機器からの放熱の影響を受ける。
)による受動的冷却システム試験解析コード: THANPACST2高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫
JAERI-Data/Code 95-005, 203 Pages, 1995/06
JAERI-Data-Code-95-005.pdf:4.7MB
MHTGRの受動的冷却特性を把握するために、構造物の熱伝導、放射伝熱及び視線対流熱伝達を考慮して炉内構造物温度の過渡変化を調べることができる二次元非定常伝熱流動解析コードである-THANPACS T2-を開発した。数値解析コードTHANPACS T2のコード機能の確認を目的として、本数値解析コードを高温ガス炉の炉床部(CBS)の実寸大モデルであるHENDEL-T2試験部で行った強制循環喪失事故を模擬したT圧力容器内自然循環試験に適用した。本報告書では、THANPACS T2のマニュアルとして供するように、解析手法、コードの構成、入力データ、図形処理プログラム及び数値解析結果の一例について述べる。
宮本 喜晟; 日野 竜太郎; 稲垣 嘉之; 高瀬 和之; 井岡 郁夫; 高田 昌二; 鈴木 邦彦; 國富 一彦; 丸山 創; 近藤 康雄
JAERI 1333, 196 Pages, 1995/03
HENDELは、現在建設中のHTTRの燃料体、炉床部等の実規模モデルによる実証試験を高温高圧のヘリウムガス条件下で行うために建設された大型研究施設である。HENDELのT
試験部では、燃料棒及び燃料体の伝熱流動特性を明らかにして炉心熱設計式を取得するとともに、流路閉塞事故時等における燃料体の安全性データを蓄積し、実機雰囲気を模擬した条件下で制御棒駆動装置の作動信頼性の確認などを行った。T試験部では、固定反射体間の冷却材漏えい試験、炉床部の伝熱特性試験、冷却材の混合特性試験、炉床部の熱過渡挙動試験、高温二重配管の断熱特性試験などにより、炉内構造物の特性・性能データを取得・蓄積し、同構造物の構造健全性を確証した。これらの実証試験の成果は、HTTRの詳細設計、安全審査及び設工認に活用され、初期の目的を十分達成することができた。本報告書は、今まで得られた成果を取りまとめたものである。
)による高温工学試験研究炉(HTTR)炉床部の冷却特性試験と解析井岡 郁夫; 稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 國富 一彦; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 37(3), p.217 - 227, 1995/00
被引用回数：1 パーセンタイル：17.06(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部金属構造物の健全性を実証するため、HTTR炉床部を模擬したほぼ同寸法の炉内構造物実証試験部を用いて冷却特性試験を実施した。HTTRの運転条件を模擬した試験を行い、炉床部の温度分布が円周方向でほぼ均一であること、金属構造物の温度が設計値を下回ること、炉床部からの熱損失がほぼ無視できることを確認した。また、高温プレナム内外差圧を増加させた場合、炉床部のすき間を流れる漏洩低温Heガス量は増加するが、炉床部の円周方向温度分布にはほとんど影響がないことを確認した。炉床部の詳細な温度分布を把握するため、解析コードを開発し、炉床部に異常な高温部がないことを示した。また、HTTR運転末期においても、炉床部金属構造物の温度は設計値を下回り、その健全性が維持されることを示した。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.477 - 478, 1995/00
モジュラー型高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷型冷却パネルシステムにおける構造物の温度分布及び除熱特性をシステムを模擬した実験装置により調べた。実験装置は径1m高さ3mの圧力容器に内蔵した最高出力100kWのヒータと圧力容器を囲むように設置した冷却パネルと大気雰囲気の炉室により構成される。本実験で得られた圧力容器内ヘリウムガス0.73MPa、窒素ガス1.1MPa充填の2条件に数値解析コードTHANPACST2を適用し、実験結果との比較からコードの検証を行った。圧力容器温度が最高420Cとなる窒素ガス条件での圧力容器表面温度の解析結果は、実験値に対して最大-72C、+128Cの差であった。冷却パネル除熱量の解析結果は、ヒータ出力の実験値に対して-16.4%の精度で予測が可能であった。炉室内空気の自然対流による除熱量が15~30%と冷却パネル全除熱量に対する割合が小さいにも関わらず、圧力容器温度が炉室内空気の自然対流に大きく影響を受ける。
井岡 郁夫; 稲垣 嘉之; 國富 一彦; 宮本 喜晟; 鈴木 邦彦
Nuclear Technology, 105, p.293 - 299, 1994/02
被引用回数：2 パーセンタイル：35.78(Nuclear Science & Technology)高温二重配管の熱的特性は、内部断熱構造に大きく左右される。この内部断熱層は、断熱材、スタッド、仕切板等からなり、複雑な構造を有している。このような内部断熱方式の高温二重管に関する報告は今までにない。そこで、T試験部に設置した実寸大の高温二重配管について、実機条件下での内管表面のホットスポットの有無、内部断熱層の有効熱伝導率を測定し、その健全性を評価した。その結果、内管表面にホットスポットの発生はなく、その温度は、その設計値を十分下回っていた。また、内部断熱層の有効熱伝導率と平均温度の実験式を示した。長期運転後も、内管表面温度、有効熱伝導率に変化はなく、その健全性も確認した。
高田 昌二; 稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 宮本 喜晟; 和田 穂積*; 未森 真知子*
Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, p.P1.2-1 - P1.2-7, 1993/00
冷却パネル特性試験装置を用いて圧力容器等の表面温度分布及び冷却パネルによる除熱特性を調べた。試験装置は、炉心を模擬する電気ヒータ(最高出力100kW、最高温度600C)、それを格納する圧力容器(直径1m、高さ3m)と圧力容器を取り囲む冷却パネルより成る。一方、新たに放射熱伝達を含む2次元熱流動解析コードを開発し、本試験装置により得られた測定データと比較した。圧力容器内を真空の条件で、解析から得られる圧力容器胴部の温度分布は実験結果をよく表すが、上下鏡部で低めになる。そこで、より適切な補正輻射率
を用いることにより熱移動量及び圧力容器温度分布を測定データに近づけることができた。一方、ヘリウムガス圧力0.73MPaの条件で、圧力容器温度分布は真空条件とほぼ同じ傾向を示した。圧力容器外表面及びヒーター表面において、測定値を用いたバルクNu数は解析結果とよく一致した。
