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渡辺 正; 近藤 昌也
JSME International Journal, Series B, 49(2), p.296 - 301, 2006/05
原子力プラントでは、円柱構造物がさまざまな流れの条件のもとに使用されており、その流動誘起振動現象の解明は原子炉の安全確保にとって重要である。本報告では、数値シミュレーションにより円柱の流動誘起振動現象を解析した結果について述べる。シミュレーションでは、3次元非圧縮ナビエストークス方程式を有限要素法を用いて解き、円柱の運動と流れ場を連成させ、流れ方向及び流れと垂直方向への円柱の振動と円柱に作用する力,流れ場の渦の状態について考察した。流れ方向の振動は、換算流速が4.0以下で起こり、2.5以下では対称渦、2.9以上では交互渦の発生が見られたが、2.6付近では振動は起こらず、実験と良い一致を示した。交互渦の発生する条件では、流れと垂直方向への振動が支配的であり、垂直方向の振動により、円柱の抵抗係数,揚力係数のいずれもが増加し、また、流れ場の渦構造が時間的にも空間的にも微細化することが明らかとなった。
Weisenburger, A.*; 青砥 紀身; M
ller, G.*; Heinzel, A.*; 古川 智弘
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/06
代表的な高Cr鋼であるP122とODSについてLBE中の保護的酸化皮膜の安定性を評価するために酸素濃度変動及び温度変動条件の浸漬試験を実施した。P122については溶接継手についても試験した。P122と継手に関する550
C、800時間毎に酸素濃度が10
wt%と10
wt%に交互に変化する試験結果では酸素濃度が良好に110 wt%に維持された場合と同様スピネルの保護層は維持されていた。ODSについては10 wt%と10 wt%条件で800時間毎に550Cと650Cになる試験を行なった。前者では保護層が維持できたが後者では650C、10 wt%一定条件の場合と同様にLBE腐食が進行した。
小竹 庄司; 難波 隆司; 佐賀山 豊
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究への取組み、フェーズII研究の中間成果および今後の計画などを報告する。具体的には、開発目標の設定、FBR炉システムに関する研究成果、燃料サイクルシステムに関する研究成果、炉と燃料サイクルを組み合わせた概念の検討結果などについて概説する。
小竹 庄司; 難波 隆司; 佐賀山 豊
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究への取組み、フェーズII研究の中間成果および今後の計画などを報告する。具体的には、開発目標の設定、FBR炉システムに関する研究成果、燃料サイクルシステムに関する研究成果、炉と燃料サイクルを組合わせた概念の検討結果などについて概説する。
阪本 善彦; 小竹 庄司; 西川 覚; 江沼 康弘; 安藤 将人; 佐賀山 豊
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
将来の多様なニーズに対応可能な有望な高速炉サイクルシステムを提案するために、実用化戦略調査研究を進めている。様々な炉システム概念に関する設計研究を実施し、開発目標に対する適合度を評価した。また、各炉システム概念に対する重要な開発課題を抽出し、その開発計画をロードマップとしてとりまとめた。結果として、各炉の特徴や性能の違いを検討し、重要な開発課題を明確にした。現在、さらなる検討を進めており、フェーズII末での評価結果を踏まえて、有望概念を提案する予定である。
素都 益武; 山田 文昭*
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
「もんじゅ」の冷却系統、安全保護系、プラント制御設備に対し、原子炉トリップを頂上事象としたフォールトツリー解析を実施した。その結果、機器故障に起因して原子炉トリップに至る発生頻度及び中間事象と機器故障の寄与割合を適切に評価し、トリップ低減策の効果を確認した。
安部 智之; 前田 誠一郎; 中沢 博明
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
新型転換炉(ATR: Advanced Thermal Reactor)原型炉「ふげん」は、平成15年3月に運転を終了した。25年間の運転期間中に、単一の熱中性子炉としては世界最多のMOX燃料を装荷し、世界に先駆けてプルトニウムの本格利用を果たしてきたと言える。このATR燃料の開発と実績について報告する。
鷲谷 忠博; 樋口 英俊; 佐野 雄一; 青瀬 晋一
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), P. 330, 2005/05
先進湿式再処理の晶析工程で必要となる高濃度溶解液を効率よく調整するための技術として,粉体化燃料を用いた高効率溶解の技術開発が進められている。燃料の粉体化による溶解速度の向上が期待される一方で,反応性が高く,ハンドリング性に難のある粉体燃料を効率的,且つ,安全に溶解できる専用の溶解槽の開発が必要であった。本報では,粉体溶解槽の開発について,これまでに実施してきた構造検討,コールド要素試験等の内容を報告する。
高松 操; 関根 隆; 内田 昌人*; 原田 清*
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
高速増殖炉(FBR)のさらなる安全性向上を目的に、キュリー点電磁石を用いた自己作動型炉停止機構(SASS: Self Actuated Shutdown System)の開発を進めている。本炉停止機構の試験装置を高速実験炉「常陽」に設置し、MK-III炉心第1、2サイクルにおいて、その機能を確認するとともに、保持安定性を実証した。
古川 智弘; Konys, J.*; Mller, G.*; 青砥 紀身
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
2種の高クロムマルテンサイト鋼(12Cr鋼、ODS(M))の酸素濃度制御823K流動鉛ビスマス中における5,000hまでの腐食試験を実施した。鉛ビスマス中の溶解酸素濃度の制御は、鉛ビスマス中へのH2/H2O混合ガスのバブリングにより試みた。しかしながら、酸素センサーによる測定結果は、目標値(10-6wt%)に対して試験開始から連続して低下し続け、一時的にマグネタイト形成に必要な酸素濃度を下回った。このため、約3500h以降は、部分的にAr-Air混合ガスをLBE中に注入することにより、目標値近傍に酸素濃度を制御した。この鉛ビスマス条件下に曝された両鋼は、おおよそ同様な腐食挙動を示した。800hおよび2,000h終了後の試験片の観察の結果、部分的にFe、CrおよびOから成るスピネル酸化物が形成され、5,000h浸漬後にはこの酸化物が連続的に試験片表面に形成されていた。酸化皮膜の成長厚さを調べた結果、本試験条件では、800h以降、大きな成長は観察されず、酸化皮膜形成による良好な耐食性が両鋼ともに観察された。さらに、本試験条件下では、材料構成元素の鉛ビスマス中への直接溶解やエロージョンは観察されなかった。
藤井 正; 此村 守; 上出 英樹; 山口 彰; 戸田 幹雄*
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
実用化戦略調査研究で検討中のナトリウム冷却炉では、建設コスト低減のためにコンパクトな冷却系を採用している。しかし、炉上部プレナムや1次冷却系配管でのナトリウム流速が従来設計よりも増大するため、炉上部プレナムの流動適正化と配管系の流動励起振動に対する健全性が熱流動上の課題となっていた。これらの課題に取り組むために、いくつかの水流動試験を実施し、その結果を実機設計に反映している。
大野 修司; エリック・ローエン*; Auman, L. E.*
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
鉛ビスマス冷却高速炉のポロニウム除去方法を検討するために、アルカリ抽出法及び電解分離法に関する研究をINEELで実施した。ポロニウムの模擬物質としてテルルを使用した試験を行った。アルカリとしてNaOHを使用した鉛ビスマス中テルルの抽出試験の結果をもとに、アルカリ抽出反応の1次及び2次の速度定数k1及びk2を求めた。速度定数評価式は、k1=300exp(-64300/RT), k2=42700exp(-122400/RT), Rはガス定数(8.31J/mol/K), Tは温度(K)である。また、テルルがNaOHから鉛ビスマスへ移動する試験結果をもとに、反応の平衡定数の評価式LogK=-3195/T+5.199を提示した。電解分離法については、試験を開始し、電極材の表面積や温度がテルル沈着特性に及ぼす影響を調べた。これについてはデータを蓄積するためのさらなる試験が必要である。なお、本報告は既報告済みのICONE11-36614、ICONE12-49396の続報である。
斉藤 淳一
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
ナトリウムと鉛ビスマス(LBE)の反応試験は反応挙動を明らかにするために、試験温度とLBEの量をパラメタとして変化させて実施した。試験結果から液体ナトリウムの温度は、LBEを落とすことによって、直ぐに上昇することが明らかになった。これはLBEと液体ナトリウムの発熱反応に起因すると考えられる。反応による温度上昇が大きいほどナトリウム中での鉛とビスマスの溶解の量は増加する。反応の温度によって、それらは大きく変化する。多くの微細な反応生成物がナトリウムで観察された。反応生成物の量は落下するLBEの量に依存する。主な反応生成物はナトリウム-ビスマス2元系化合物の一つであるBiNa
である。液体ナトリウムの温度上昇から計算された反応熱はBiNaの標準のエンタルピによって見積もられた反応熱と同様である。ナトリウムとLBEの反応挙動はこれらの試験より明らかになった。
清野 裕; 實 晃司*; 栗原 成計; 小野 功*; 浜田 広次
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
ナトリウム-水反応評価手法高度化の一環として開発しているブローダウン解析コードLEAP-BLOW及びナトリウム-水反応ジェット解析コードLEAP-JETについて検証解析を実施した。その結果、一部定量評価に課題があるものの、概ね妥当な結果を得ることができた。
田中 正暁; 山口 彰
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
配管合流部等において、温度の異なる流体が混合する際、乱流拡散によって温度変動が発生する。この流体中で発生する温度変動が構造材表面に伝達すると、その周波数特性および振幅の大きさによっては、構造材表面に熱疲労による亀裂を発生させる場合がある。このような一連の現象はサーマルストライピングと呼ばれ、安全上重要な項目となっている。サイクル開発機構では、配管合流部でのサーマルストライピング現象の混合メカニズムの解明と、設計指針の構築のため実験的および解析的研究を実施している。この現象は、流体中で発生する温度変動の周波数特性および振幅の大きさに大きく影響している。そこで、大きなスケールの渦運動およびそれに伴う温度変動が存在する熱流動場における壁面と流体との熱伝達特性に着目し、熱伝達メカニズムの解明と、非定常場への時間平均値としての熱伝達係数の適用の可否について、数値解析により調べた。
竹田 武司; 浅香 英明; 鈴木 光弘; 中村 秀夫
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05
制御棒駆動装置貫通ノズルの周方向のクラックは、PWRの小破断LOCAを引き起こす可能性がある。しかし、原子炉容器上部ヘッド小破断LOCAに関する実験的及び解析的研究は少ない。このため、LSTFを用いて、破断サイズ0.5%の上部ヘッド小破断LOCA模擬実験を行った。実験において、上部ヘッドにおける蓄水が、破断流量を制御する現象となることを見いだした。制御棒案内管の貫通孔近傍が蒸気中に露出するまで、制御棒案内管を介して、上部プレナム内の冷却材は上部ヘッドに流入した。また、二相流放出過程において、上部ヘッドコラプスト水位の振動現象が見られた。RELAP5/MOD3コードは、二相流放出過程における破断流量を過大評価し、実験より早く炉心のボイルオフが開始した。そこで、二相流放出過程における放出係数を破断流量の測定値と比較し補正することにより、上部プレナムと炉心のコラプスト水位は実験結果とよく一致した。この二相流放出係数を用いて、高圧注入系不作動条件下で破断面積が炉心冷却に与える影響を調べた。破断面積が1.5
2.5%の場合、1次系圧力が蓄圧注入系の作動圧力まで低下することにより、炉心の温度上昇が抑制される可能性があることを示した。
宮崎 明美
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/05
原子力施設などの重要建築物では、常に高レベルの安全性及び機能性を維持するための性能が求められている。特に、配管などのフレーム構造物は、高周波領域の応答まで考慮できる詳細解析の必要性が高まっており、実現象を再現できるモデル化の重要性が増してきている。本研究では、複雑な部材配置を有する組立構造物を対象とし、波動伝播現象を解明することを目的とする。そのために有効な手法としてスペクトル要素法(SEM)を採用している。SEMは周波数領域で有限要素を組立てることにより複合構造物における応力波の伝播を解析する手法である。膨大な計算量とメモリーを必要とするため、これまで多部材からなる複雑構造物に適用された例はほとんどみられない。本論文では、通常曲げ変形のみを考慮しているSEM梁要素にせん断変形を追加し、より高周波まで扱える3次元フレームの定式化について述べる。さらに、曲げ変形のみを考慮した要素との比較を行い、その有効性を示している。
大橋 弘史; 西原 哲夫; 武田 哲明; 稲垣 嘉之
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05
HTTRに接続する水素製造システムは、HTTRにより供給された熱出力10MWの核熱を用いて水素を製造することができるように設計されている。このHTTR水素製造システムは世界で初めて原子炉に接続されるものであり、したがって、HTTR水素製造システムの実証試験に先立ってモックアップ試験が計画されている。モックアップ試験と並行して、以下の基礎試験、すなわち、水蒸気改質管の腐食試験,熱交換器伝熱管を透過する水素同位体透過試験,高温隔離弁の健全性試験,水素選択性透過膜の性能試験を行い、解析コードの開発と安全審査のための詳細な試験データを取得する。これらの試験により、水素透過係数をはじめ、各種データを取得した。本報告は、HTTR水素製造システムの研究開発に関する要素試験の現状をまとめたものである。
岩村 公道; 内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中塚 亨
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05
原研では、実績のある軽水炉技術と軽水炉MOX利用技術に基づき、プルトニウムの有効利用を実現し、将来の持続的エネルギー供給を可能にする革新的水冷却炉(FLWR)を開発している。炉心以外は現行軽水炉技術を利用するため、運転・保守性に優れる。炉心は燃料棒を稠密に配置し、高速炉に近いスペクトルを実現して、燃料の転換比を高める。本概念は、高転換型炉心と、低減速軽水炉炉心との2段階からなる。前者は、軽水炉やMOX軽水炉の代替プラントとして導入するもので、再処理工場からの回収プルトニウムを少数基で集中的に利用できる。後者では、さらに炉心を稠密化し、増殖を伴うMOX燃料多重リサイクル利用に移行し、天然ウラン資源消費量を抑制する。2つの炉心は同一サイズの六角燃料集合体を使用しており、集合体内の燃料棒本数や燃料棒間隔,プルトニウム富化度などを変更することで、燃料サイクル環境に柔軟に対応できる。
C in HTTR川崎 幸三; 伊与久 達夫; 橘 幸男; 中澤 利雄; 後藤 実
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05
高温工学試験研究炉(HTTR)は、2004年4月19日に、原子炉出口冷却材温度950Cを達成した。原子炉出口冷却材温度950Cの達成は、発電以外の分野への、核熱利用の拡大を図るものである。高温ガスタービンを用いた高い熱効率の高温ガス発電炉,二酸化炭素の放出を伴わない水からの水素製造等に、核熱を利用することができる。本報は、HTTRの高温試験運転結果についてまとめたものである。