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報告書

革新的小型炉用内装型制御棒駆動装置の開発(受託研究)

頼経 勉; 石田 紀久

JAERI-Tech 2003-022, 118 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-022.pdf:18.03MB

これまで原研は舶用炉用として、高温・高圧水環境下で動作するモーター駆動方式の内装型制御棒駆動装置を開発している。この研究成果をもとに、革新的小型炉に過酷な条件の高温蒸気中で使用できるように、駆動モーターのコイル及び軸受けを開発した。駆動モーターについては、高温蒸気中用駆動モーターを製作し、性能試験を実施し、試験結果及びこれまでの高温水中性能評価試験結果に基づき、高温蒸気中での電磁特性及び冷却特性を解析・評価した。その結果、高温蒸気中駆動モーターの駆動コイル性能を確認し、本モーターが高温蒸気中においても十分性能を発揮できることを確認した。また、軸受については、複数の材料特性試験用試験片を製作し、高温蒸気中での転がり摩耗試験を実施し、軸受材としての性能を評価するとともに、蒸気中雰囲気で使用可能な軸受材料を選定した。

報告書

低減速スペクトル炉開発のための稠密格子体系PWR圧力条件での限界熱流束実験

新谷 文将; 中塚 亨; 頼経 勉; 呉田 昌俊; 吉田 啓之; 石川 信行; 佐藤 隆; 渡辺 博典; 大久保 努; 岩村 公道; et al.

JAERI-Research 2002-018, 37 Pages, 2002/10

JAERI-Research-2002-018.pdf:2.62MB

燃料棒間ギャップ幅が1mm程度の稠密炉心を有する低減速スペクトル炉の成立性評価上重要な限界熱流束評価用基礎データの取得と限界熱流束評価手法の適用性の検討のため、7本バンドル,ギャップ幅1.5,1.0及び0.6mm,PWR圧力条件での基礎実験を実施した。実験の結果、質量流速及びサブクール度が大きいほど、質量流束が2,000kg/m$$^{2}$$/s程度より小さな領域ではギャップ幅が広いほど限界熱流束は大きくなることがわかった。また、高クオリティ域でのCHFの発生等の実験結果から、液膜ドライアウト型のCHFの可能性が示唆された。KfK相関式を組み込んだサブチャンネル解析コードCOBRA-IV-Iを実験解析に適用した結果、解析で得られる限界熱流束は実験値より10%から60%低い値であった。このことから、本解析手法は、対象とした体系に対して大きな余裕をもって限界熱流束を評価できることがわかった。

論文

In-vessel type control rod drive mechanism using magnetic force latching for a very small reactor

頼経 勉; 石田 紀久; 今吉 祥*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.913 - 922, 2002/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.46(Nuclear Science & Technology)

超小型炉用に高信頼性の電気モータ駆動の原子炉容器内に設置する内装型制御棒駆動装置を開発した。本装置は、原子炉の小型化及び簡素化に寄与し、また制御棒飛出事故の可能性を排除できる。本装置では、制御棒の駆動軸を二つに分け、電磁力を用いて両軸を結合させるという新方式のラッチ機構を採用し小型化を図っている。ラッチ機構に要求される機能は、ストローク370mm内での両軸の結合と、スクラム時に信号受信から0.2秒以内に両軸を切り離すことである。モデルにより室温での機能試験を実施し、コイル電流が多いほどラッチ力が増加し、切り離し時間が増加することを確認した。また、有限要素解析コードによる試験後解析から両軸の隙間(磁気的クリアランス)がラッチ力に大きく影響することを明らかにした。この解析手法を用いて、実機ラッチ力を高温条件(300$$^{circ}C$$)で解析し、設計要求を満足することを確認した。

論文

Effects of ship motions on natural circulation of deep sea research reactor DRX

石田 紀久; 頼経 勉

Nuclear Engineering and Design, 215(1-2), p.51 - 67, 2002/06

 被引用回数:95 パーセンタイル:98.18(Nuclear Science & Technology)

原研で設計研究を進めている深海調査船(出力750kWt)DRXについて、船体傾斜及び船体運動による熱水力挙動への影響をRETRAN-02/GRAVコードを用いて調べた。深海航行時は傾斜する可能性があり、60度定傾斜した時の挙動を解析した。一次系の流れは自然循環流であるため傾斜時、流動が80%に低下する。炉出力は一旦減少するが、蒸気負荷を一定に保つと、炉心の自己制御性により制御棒操作を必要とせずに約50秒後に傾斜前のレベルに回復する。一方、船体運動の大きさは海面航行時よりはるかに小さいが、挙動を調べるために、0.2gのヒービング、及び60度のローリングを与えた。流量変動及び炉出力変動は周期に依存しており、約5秒~10秒の周期で変動の振巾が大きくなった。これは流れと外力が共振したためと考えられる。これに対して、一次系をガス加圧すると流量及び炉出力の変動が小さく抑えられることが明らかになった。

報告書

自然循環方式小型舶用炉の船体動揺の影響及び流動安定性

頼経 勉; 石田 紀久

JAERI-Research 2001-053, 45 Pages, 2001/12

JAERI-Research-2001-053.pdf:1.77MB

原研では、海洋研究のニーズ調査をもとに海中調査船用超小型原子炉(DRX,SCR)の設計検討を行ってきた。これらは一次系には自己加圧,自然循環方式を採用しており、炉心出口の流体は、低クオリティの二相流であるため運転条件によっては密度波振動を発生する可能性がある。また、舶用炉特有の船体動揺があるため、一次系循環流は直接この影響を受ける。本原子炉の安定した運転を確保するため、船体動揺を模擬できるよう改良したRETRAN-02/GRAVコードを用いて、船体動揺時の影響及び本原子炉の流動安定性について解析的に調べた。この結果、船体動揺時においてもDRX及びSCRの安定な運転が可能であるということを確認するとともに、DRXにおいて流動不安定の原因となる自励振動の発生領域を得、定格運転状態は十分安定な領域にあることを確認した。

報告書

原子動力海中航行観測船の運航条件及び運航システムの検討; 海洋調査への超小型炉の活用検討ワーキンググループ報告

浦 環*; 賞雅 寛而*; 西村 一*; 青木 太郎*; 上野 道雄*; 前田 俊夫*; 中村 溶透*; 島津 俊介*; 徳永 三伍*; 柴田 陽三*; et al.

JAERI-Tech 2001-049, 154 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-049.pdf:11.24MB

原研では、改良舶用炉の設計研究の一環として、北極海を主な調査海域とする原子動力海中航行観測船の検討及び搭載する超小型原子炉SCRの検討を行っている。本報告書は、船体設計、音響測位、船体運動、海洋調査等の専門家による原子動力海中航行観測船の運航条件及び運航システムの検討結果を示したものである。わが国の潜水船の船体運動に関する設計条件を調査するとともに、北極海における調査活動を想定して水中航行時及び水上航行時の船体運動を推定した。また、想定した船体運動が超小型原子炉SCRの出力に与える影響を評価した。運航システムとしては氷の下での活動を想定して、海底トランスポンダ方式及び氷上通信ブイ方式による測位及び通信方法を検討し、トランスポンダまたは通信ブイの設置間隔を130kmと定めた。また、船体及び原子炉の事故事象を整理して、安全確保の方法を検討した。これらの検討は原子動力海中航行船の概念に反映され、今後の検討課題が明らかとなった。

報告書

原子動力海中航行船及び搭載超小型原子炉の概念検討

楠 剛; 高橋 照雄*; 西村 一*; 徳永 三伍*; 小田野 直光; 頼経 勉; 石田 紀久

JAERI-Tech 2001-045, 68 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-045.pdf:5.33MB

海洋調査への原子力利用の拡大を目的として、潜航深度600m級の海中航行観測船の概念検討ならびに同船に搭載する超小型原子炉の概念検討を行った。海中航行観測船は、地球の環境変動を予測するための環境変動メカニズム解明の研究に用いられる。本船の主な活動域は、地球環境変動の大きな影響があるにもかかわらず、通常の船舶が活動し難い北極海及び高緯度の荒天海域である。観測活動の要求に基づき、海中航行観測船の基本性能を、船体規模500ton級、潜水深度600m、最大船速12ノット(約22.2km/h)、乗員数16名とした。また、動力源への要求を明らかにした。原子動力は海中で長期間にわたり大出力を供給できる点で優れている。海中航行観測船の概念検討を通じて得られた動力源への要求に基づき、500kWの電気出力を供給するために、小型、軽量で安全性に優れた超小型原子炉SCR2基を調査船に搭載することとした。

論文

Development of in-vessel type control rod drive mechanism for marine reactor

石田 紀久; 今吉 祥*; 頼経 勉; 布川 浩*; 落合 政昭; 石坂 雄一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(7), p.557 - 570, 2001/07

 被引用回数:13 パーセンタイル:68.69(Nuclear Science & Technology)

改良舶用炉用に原子炉容器内に設置する制御棒駆動装置(INV-CRDM)を開発した。本装置により、原子炉システムの小型化,簡素化を図ることができるとともに、制御棒飛出事故発生の可能性を排除できる。本制御棒は、一次水中の高温高圧水(310$$^{circ}C$$,12MPa)条件下で作動する。駆動力は、水中で作動できるよう開発した同期モータによる。軸のラッチ及びスクラムのためのデラッチは、分割ボールナットを採用したラッチ機構による。駆動軸の位置検出器は、本INV-CRDM用に、ウイーデマン効果を利用し磁歪式細線を採用した検出器を開発し、その誤差が1.2mmであることを確認した。高温水中で作動するスラスト及びラヂアル軸受けを開発した。高温高圧水中下で、ラッチ,保持,スクラム,上下動の機能試験及び耐久試験を実施し、設計条件を満たすことを確認した。

報告書

MRX原子炉容器内装型制御棒駆動装置の高温水中軸受の開発

布川 浩*; 頼経 勉; 今吉 祥*; 笠原 芳幸*; 落合 政昭; 石田 紀久

JAERI-Tech 2001-040, 115 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-040.pdf:10.18MB

改良舶用炉MRXで採用している原子炉容器内装型制御棒駆動装置の重要な要素技術の一つである高温水中軸受の開発を完了した。本報告書は、軸受けの開発の成果として軸受材料の調査検討から始まって、オートクレーブによる材料浸漬試験、小型試験片での各種転がり摩耗試験、そして、実機軸受による高温水中耐久試験についてまとめたものである。実機高温水中軸受の材料としては、内外輪にステライトNo.1、玉にサーメット、保持器にグラファイトを用いた組み合わせが有望であることがわかった。

論文

Design of advanced integral-type marine reactor, MRX

楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 石田 紀久; 星 蔦雄*; 迫 淳*

Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.155 - 175, 2000/10

 被引用回数:39 パーセンタイル:90.63(Nuclear Science & Technology)

船舶推進用として、改良舶用炉MRXの概念を確立した。MRXの設計目標を、小型化、軽量化、安全性向上及び信頼性向上として設定し、水張格納容器の採用により、「むつ」の約3倍の定格出力で、約1/2の容積及び重量まで小型・軽量化した。また、受動的安全設備の採用により、動的機器の数は在来型のPWRに比べて大幅に減少させることができた。受動的安全設備の機能については、解析により、また、一部実験により安全が確保できることを確認した。また、PSAにより、MRXの炉心損傷確率は在来PWRよりも2桁程度小さいことが示された。さらに、MRXを搭載した原子力コンテナ船と在来ディーゼル機関のコンテナ船との経済性比較を行い、大量で高速な貨物輸送のニーズに対して原子力船が有利であることを示した。

論文

Submersible compact reactor SCR for under-sea research vessel

小田野 直光; 楠 剛; 頼経 勉; 福原 彬文*; 斉藤 和男*; 高橋 照雄*; 石田 紀久

Proceedings of International Workshop on Utilization of Nuclear Power in Oceans (N'ocean 2000), p.164 - 169, 2000/02

原研では、海洋調査に関するニーズ調査に基づき、中層海域を調査対象とした海中観測船用超小型炉SCRの設計研究を進めている。海中観測船は動力源として電気出力500kWを必要とし、この電力を熱出力1250kWのSCR2基でまかなう。SCRの基本概念は、原研で設計研究を進めてきた深海調査船用原子炉DRXに基づいている。核設計に必要な炉物理パラメータの評価はSRACコードシステムにより行い、設計条件を満足する炉心核設計を行った。また、安全設備の基本的な機能確認のために、RELAP5mod3を用い、EDRS配管の破断時の過渡応答挙動解析を行い、安全設備成立性の検討を行った。

論文

Advanced marine reactor MRX and application to nuclear barge supplying electricity and heat

石田 紀久; 楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 福原 彬文*; 落合 政昭; 星 蔦雄*

Proceedings of International Workshop on Utilization of Nuclear Power in Oceans (N'ocean 2000), p.55 - 66, 2000/02

改良舶溶炉MRXは、船舶推進用動力源として熱出力100MWの一体型PWRである。軽量・小型化、安全性向上及び信頼性向上を図るためいくつかの新技術を採用している。水張式格納容器の採用は軽量小型化に有効であり、「むつ」と比較して約半分の1600ton,1210m$$^{3}$$の原子炉が得られている。また、工学的安全系には、簡素化された受動的安全系を採用しており安全解析によりその性能が確認されている。MRXを電力-熱供給用エネルギー源として利用することが可能である。原子力バージとして、電力100MW,造水35,000m$$^{3}$$/day及び温水供給システムの概念検討を行った。ただし、MRXの熱出力は300MWへ出力増としている。

論文

A Nuclear reactor installed in the basement of a building for heat supply

楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 福原 彬文*; 中島 伸也; 落合 政昭

Proceedings of the 4th JSME-KSME Thermal Engineering Conference, p.1_61 - 1_66, 2000/00

地球環境保全のために、二酸化炭素を放出しないエネルギー源の活用が求められている。このための一案として、オフィスビルの熱供給に原子炉を利用し、燃料交換時に、原子炉ごと交換する「カセット式熱供給システム構想」が提唱されている。MR-1Gはビルの地下に設置して、熱供給を行うために設計された超小型の原子炉である。原子炉プラントは、一次冷却水ポンプ、加圧器、原子炉補助系を持たない極めて単純な構成であり、すべての構成要素が格納容器に収められている。格納容器は輸送容器を兼ねており、プラント全体をトレーラで輸送することができる。またMR-1Gは、自然循環を利用した受動的な安全設備を備えている。安全設備の機能は、汎用原子炉プラント応答解析プログラムを用いた解析により確認された。

論文

Safety analysis of a submersible compact reactor SCR for under-sea research vessel

頼経 勉; 楠 剛; 小田野 直光; 石田 紀久

Proceedings of the 4th JSME-KSME Thermal Engineering Conference, p.1_31 - 1_36, 2000/00

海洋調査に関するニーズ調査に基づき、中層海域を調査対象とした海中調査船用超小型炉SCRの設計研究を原研では進めている。海中航行船は動力源として電気出力500KWを必要とし、この電力を熱出力1250KWのSCR2基でまかなう。SCRの基本概念は、原研で設計研究を進めてきた深海調査船用原子炉DRXに基づいており、一体型炉、自己加圧及び自然循環方式の一次系、水張式格納容器を採用している。SCRの安全設備は、水張式格納容器、非常用崩壊熱除去設備、減圧注水設備により構成され、安全設備の基本的な機能確認のために、汎用原子炉プラント応答解析プログラムRELAP5mod3を用い、LOCA及び給水喪失時の挙動解析を行った。本解析の結果、事故時においても炉心冠水維持及び自然循環による崩壊熱除去が可能であり、本原子炉の安全設備が妥当であることが確認できた。

論文

Design of JRR-4 operation supporting system

高橋 博樹; 新井 信義; 山本 和喜; 頼経 勉

JAERI-Conf 99-006, p.125 - 130, 1999/08

JRR-4では、1996年2月から1998年5月にかけて、高濃縮燃料から低濃縮燃料への炉心改造作業を行った。この改造工事の一環として、計測システムと主制御盤の更新を行い、それにあわせて新たに運転支援システムを設計・製作した。このシステムは、運転員の負荷軽減、誤操作防止、利用者へのデータ提供などを目的としている。このシステムの開発により、一括集中監視、運転の一部自動化、データ管理などが実現された。また、冷却計測制御系統のコンパクト化もされた。

報告書

JRR-4運転支援システムの開発

高橋 博樹; 山本 和喜; 頼経 勉; 新井 信義; 美留町 隆

JAERI-Tech 99-037, 44 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-037.pdf:2.15MB

JRR-4では、1996年2月に高濃縮燃料から低濃縮燃料への炉心改造を開始し、1998年5月に全作業工程を終了した。この改造工事の一環として、計測制御システムと主制御盤等の更新を行い、それにあわせて運転支援システムを設計・製作した。本報告書は、開発したJRR-4運転支援システムの構成・特徴についてまとめたものである。このシステムは運転員の負荷軽減・誤操作防止、利用者への適切な運転データ提供などを目的に開発した。システムは、おもにワークステーション、プロセス計算機とパーソナルコンピュータの計3台で構成されている。データ収集・保管、監視・制御及び運転支援を行う。これにより、運転に対応した監視画面の提供、運転データの保管などが容易に行える。さらに、一部運転操作の自動化も実現した。

論文

水張格納容器方式の冷却材喪失事故時の圧力挙動に関する基礎実験

楠 剛; 頼経 勉; 石田 紀久

日本原子力学会誌, 40(2), p.135 - 143, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.58(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所が設計研究を進めている改良舶用炉MRXは、小型一体型炉であり、冷却材喪失事故に対する工学的安全施設として受動的安全機能を有する水張格納方式を採用している。本格納容器方式では、冷却材喪失事故時に格納容器圧力が上昇して原子炉容器の圧力と等しくなることで、冷却材の流出を停止させる。水張格納容器の設計では、冷却材喪失事故時の圧力挙動を明らかにしておくことが重要であるが、本設計のように受動的な炉心冠水維持を図った格納容器に関する実験例はない。本報告書では、冷却材喪失事故時の水張格納容器内の熱流動現象を実験的に調べ、格納容器圧力上昇の程度及びそれへの影響因子を明らかにし、格納容器圧力上昇の簡便な予測モデルを検討した結果を述べる。

報告書

複雑形状部遮蔽設計における放射線ストリーミング簡易計算法

三浦 俊正*; 頼経 勉; 平尾 好弘*

JAERI-Tech 97-052, 84 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-052.pdf:2.64MB

複雑形状部遮蔽設計において放射線ストリーミング計算に使用される簡易計算式の調査と評価を行った。その結果、核種の複雑形状部に対応できる計算式の数自体が不足しており、また計算式の精度、適用範囲が明らかでないものが多いことが明らかとなった。計算式を実際の設計計算に適用する場合、斜め入射、屈曲部、オフセット等の扱いが十分でないこと等のため過度の裕度をもたせた計算を行うことになり、ストリーミング計算の信頼性を極めて悪くしている。これらを改善するためには斜め入射やオフセット等の実験データに基づいてより精度の良い計算式を開発することが必要であるが、そのような実験は少ない。したがって、これらの問題を解決し、複雑形状部遮蔽設計の精度を向上させるために系統的な実験的研究が望まれる。

報告書

大型船舶用原子炉MRX模型の製作と点検・保守性の検討

笠原 芳幸*; 中沢 利雄; 楠 剛; 高橋 博樹; 頼経 勉

JAERI-Tech 97-048, 62 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-048.pdf:4.52MB

大型船舶用原子炉MRXは、受動的安全系を採用した小型の一体型原子炉である。MRXの設計においては、点検・保守性を考慮して設計を進めたが、設計上の問題(特に機器配置、組立性、分解等)を検討することを目的に、MRXの1/5寸法の模型を製作し、所要の検討を行った結果以下の点が明らかになった。(1)原子炉容器・格納容器、炉内構造物等の製作性については基本的に問題はない。(2)蒸気発生器、非常用崩壊熱除去設備伝熱管等について構造上は基本的に問題はない。しかし、伝熱管支持構造、炉内での固定方法については十分注意する必要がある。(3)原子炉容器、格納容器の配管貫通部、特にフランジ構造部については詳細設計において十分な検討(漏洩対応、取付性、点検性)を行う必要がある。

報告書

改良舶用炉MRXのLOCA時の格納容器圧力及び炉心冠水維持機能解析

楠 剛; 大久保 哲郎*; 頼経 勉; 安達 雅樹; 石田 紀久

JAERI-Tech 97-046, 56 Pages, 1997/09

JAERI-Tech-97-046.pdf:1.88MB

水張格納容器及び自然循環方式の崩壊熱除去設備による受動的安全設備を備えた改良舶用炉MRXについて、LOCA解析をRELAP5により行い、格納容器圧力が設計圧力を上回ることなく炉心冠水を維持することが可能な運転範囲を明らかにした。解析では、配管の破断位置、格納容器気相部初期体積等をパラメータとした。その結果、格納容器気相部初期体積は基準値30m$$^{3}$$を中心に26~36.5m$$^{3}$$の範囲内に制御する必要があることが示された。また、長期冷却については、RELAP5の計算に加え、簡易計算を行い、非常用崩壊熱除去系統及び非常用格納容器水冷却系統の性能が、炉心冠水維持と格納容器圧力抑制のために妥当なものであることを明らかにした。

口頭

TCAを用いた炉物理教育研修実験

須崎 武則; 村上 清信; 小室 雄一; 頼経 勉; 大内 忠; 橋本 政男*

no journal, , 

軽水臨界実験装置TCAを用いて実施している教育研修実験として、臨界近接、ロッシ-$$alpha$$実験,中性子束分布測定,吸収体反応度分布測定を中心に典型的な実験結果を提示し、その炉物理上の意義を考察することにより、ゼロ出力炉としての臨界実験装置による研修の重要性を指摘する。

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