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大林 寛生; 菅原 隆徳; 西原 健司
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/10
For the feasibility of ADS, the study for the design of a beam window is important. The characteristics of the thermal-fluid behavior around the beam window with the profile of proton beam were simulated by CFD analysis. However, because of a lack of the experimental data for the validation of this numerical analysis, the estimation for the reliability of a beam window design was not enough. And the erosion of the material in the flowing LBE is also significant issue. However, the flow measurement of the general liquid metals was difficult. The flow measurement techniques for LBE flow has been developed by using UVP method. A developed system realizes the measurement of the velocity vector profiles including the information of the multiple velocity components simultaneously on time. And it was successfully applied to the actual LBE flow.
高松 邦吉; 植田 祥平; 沢 和弘
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて高温ガス炉の優れた固有の安全性を実証するために、安全性実証試験として計画されている循環機3台停止試験は、1次冷却材であるヘリウムガスを循環させている循環機を停止して、原子炉の強制冷却を喪失させるものである。同様に炉容器冷却設備停止試験は、強制冷却の喪失に引き続き、原子炉圧力容器の外側から炉心の残留熱を除去する炉容器冷却設備を停止するものである。試験時の原子炉の挙動を解析し、試験がHTTRの通常運転の範囲内で安全に実施できることを確認する。
操上 広志; 新里 忠史; 安江 健一
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10
システム変遷の記述は安全戦略・調査戦略において重要なタスクの一つである。本論は安全機能とFEPsを軸としたシステム変遷記述手法及びその幌延への適用性について示したものである。SDM及び新たに構築した幌延FEPsに基づき、重要な事象・特徴を、主要な安全機能とともに時間ラインに設定した。それら事象や特徴に応じ、熱・再冠水期間,地質安定期間,地質環境変遷期間を定義した。地質安定期間においては、稚内層深部の遅延・希釈機能が重要であることから、核種移行シナリオに基づき移流,分散,収着を評価することが重要である。一方、地質環境変遷期間においては、隆起・侵食が重要な事象である。それゆえ、隆起・侵食及びそれに起因する熱,水,応力,化学現象をレファレンスに含めた。適用及び議論を通して、手法,FEPs,安全機能の時間フレームを若干の修正を行うことで他の地点へも適用可能であることがわかった。
小坂 寛; 三枝 博光; 安江 健一; 草野 友宏; 尾上 博則
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/10
原子力機構では、東濃地域を事例として、演繹法・帰納法に基づくアプローチを適用した地下水流動特性の長期変遷の推定に関する方法論の開発を進めている。演繹法に基づくアプローチを用いた研究では、地形変化に関する物理モデルと地下水流動解析を組合せた手法は、地形・気候変化に伴う将来の地下水流動特性の変化の推定に適用できることを確認した。また、演繹法に基づくアプローチを用いた研究では、幾つかの空間・時間スケールを対象とした古水理地質学的研究を実施した。このうち、広範囲を対象領域とした研究では、長期的な地形変化に伴う地下水流動特性の変化を推定するための方法として、まず広範囲を対象とした粗い精度の古地形の推定と地下水流動解析により、現地調査を含むサイト特性評価を効率的に実施する領域を選定することを提案した。これらの研究を通して、演繹法・帰納法に基づくアプローチは、地下水流動特性の長期変遷の推定に有効であることを確認した。
佐藤 博之; Park, H.*; Knoll, D.*
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10
本研究では、ブロック型高温ガス炉で想定される異常過渡及び事故時における非定常現象を高精度に予測可能な強連成核熱結合計算手法の開発を行った。最初のステップでは、熱伝達及び圧力損失相関式群を導入し、ブロック型高温ガス炉の炉心における熱流動評価モデルを構築した。次のステップとして、導入したモデルとRELAP5-3Dコードとのベンチマーク計算を行うことにより信頼性を確認した。その後、連続の式,運動量保存式,エネルギー保存式及び多次元中性子拡散方程式を強連成させて解くシミュレータを作成した。シミュレータの妥当性を確認するため、熱出力600MWのGT-MHR定格時を対象とした定常解析を行い、設計条件をよく再現することを明らかにした。
尾上 博則; 竹内 竜史; 三枝 博光; 大丸 修二; 狩野 智之
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/10
Groundwater flow conditions in crystalline rock are usually heterogeneous due to presence and characteristics of faults. Uncertainty of the hydraulic heterogeneity is influenced to safety assessment for geological disposal of high-level radioactive wastes. Therefore, evaluation of hydraulic and solute transport properties of the faults are a high priority investigation issue. A long-term cross-hole pumping test was carried out to evaluate hydraulic properties of a major fault in study area. In the test, completely different pressure responses were measured in monitoring boreholes on opposite sides of the fault. As a result, adequacy of groundwater flow conceptual model taking into account a hydraulic compartment structure was confirmed, and additional hydraulic compartment structure was inferred to occur. This study indicates long-term cross-hole pumping test are an effective method for hydrogeological characterization of heterogeneous fractured rock.
前田 茂貴; 伊藤 主税; 関根 隆; 青山 卓史
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10
高速実験炉「常陽」の炉心設計・炉心管理高度化のためのJUPITER標準解析手法の検証を、MK-III性能試験及び定格運転サイクルにおける炉物理試験結果を用いて実施した。解析結果と実験値との比は、5%以内とよく一致した。この比較を通じて、JUPITER標準解析手法の「常陽」MK-III炉心における計算精度を確認した。本研究の結果、制御棒価値をはじめとする核特性の設計裕度が合理化できる。これにより、燃料交換体数を節約した効率的な炉心設計・炉心管理が実施でき、節約した燃料により多くの照射試験が実施可能となる。
田中 伸幸; 長江 正寛*; 井岡 郁夫; 岩月 仁; 久保 真治; 小貫 薫
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 4 Pages, 2011/10
熱化学水素製造法ISプロセスの耐食材料研究の一環として、硫酸及びヨウ化水素酸の高温強酸環境における新規な金属材料の耐食性試験を実施した。硫酸環境では、Mo及びMo合金の窒化物に対して90wt%硫酸を用いて300
Cの浸漬試験を行った。本試験では十分な耐食性を示す試験片はなかったが、合金化することで耐食性が向上させることが可能であることを明らかにした。ヨウ化水素酸環境では、Nb-W合金に対して、200Cの浸漬試験を行った。腐食速度は浸漬時間とともに十分な耐食性である0.1mm/y以下まで減少することを見いだした。
杉山 功晃*; 野口 弘喜; 竹上 弘彰; 小貫 薫; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/10
直接接触式熱交換器を熱化学水素製造法ISプロセスの硫酸工程に適用して高温の硫酸分解ガスと低温の原料硫酸を直接接触させることにより、硫酸分解ガスに含まれる未反応硫酸の回収,同ガスからの熱回収、及び、原料硫酸の濃縮を単一機器で行うことが可能となり、プロセス機器の簡素化,効率化を図ることができる。この機器の最適設計に必要な直接接触硫酸濃縮における物質移動係数の測定方法を検討し、機器型式として濡れ壁塔、測定対象パラメータとして気相物質移動係数を選定するとともに、測定阻害要因である液相抵抗を除去するため共沸硫酸を試験液として用いることを提案した。さらに、フラッディング発生条件及び液膜形成条件を推算し、測定条件を定めた。
Yan, X.; 佐藤 博之; 橘 幸男
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 4 Pages, 2011/10
高温ガス炉は950度と高温熱供給が可能であることから、高効率発電のみならず、化石燃料の燃焼に依存してきた各種産業用熱源として期待されている。本報告では、原子力機構設計の水素電力コジェネレーション高温ガス炉システムにおいて、1次冷却設備圧力制御,タービンバイパス流量制御,タービン入口温度制御及び原子炉出口温度制御を組合せた電力負荷変動に追従可能な制御方式を提案した。動特性解析評価により、毎分5%の電力負荷変動に対して追従可能であることを明らかにし、本提案の有効性を確認した。
栗坂 健一; 岡村 茂樹*
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10
日本原子力研究開発機構は高速炉サイクルの実用化研究開発(FaCT)プロジェクトにおいてナトリウム冷却高速炉JSFRを開発しており、安全性に関する設計要求の一つとしてリスク目標の達成が設定された。リスク目標とは炉心損傷頻度(CDF)及び炉心損傷時の格納容器機能喪失頻度(CFF)にかかわる定量的な設計要求である。本論文は、FaCTプロジェクトフェーズI(2006年度
2010年度)におけるJSFRのリスク目標への達成度の予備評価について記述する。出力運転時の内的事象にかかわるCDFを評価するために予備的なレベル1PSAを実施した。その結果得られたCDF値は、CDF及びCFFの両設計要求値よりも低い。また、地震事象に対して、炉心損傷防止の点から主要な機器・構造物を選定し、免震効果及び免震装置における積層ゴムのハードニング効果を考慮した地震応答解析を行い、これに基づき損傷確率を評価した。その結果、JSFRの主要な機器・構造物は十分な耐震余裕を有することを確認したので、地震事象に対してもリスク目標を達成可能と判断した。
古川 智弘; 加藤 章一; 稲垣 嘉之; 有冨 正憲*
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/10
高速炉への超臨界CO
ガスタービンサイクルへの適用に向けた課題の一つに、高温超臨界CO中での構造材料の腐食が挙げられる。本研究では、0.2MPa及び1MPaに加圧したCO中及び大気中において構造材料の高温酸化試験を実施し、その酸化挙動を調べた。これまでに報告している10MPa及び20MPaの超臨界CO中での高温酸化挙動を含めて評価した結果、すべての供圧材においてCO圧力の影響はほとんど見られなかった。また、大気中における高温酸化は、CO中での結果に比べて非常に小さかった。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/10
IFMIF/EVEDAリチウム試験ループは原子力機構大洗研究開発センターに建設され、2011年2月末の完成を目指し現在試験運転が実施されている。本ループはリチウム保有量約5m
(2.5トン),最大流量0.05m/s(3000l/min)の大規模液体金属ループであり、リチウムターゲットの流動安定性及び不純物トラップに関する試験が実施される。本発表では、本ループ主循環系の電磁ポンプの設計に加え系統圧力損失及びキャビテーションの評価について報告する。
O-I solution in the thermochemical hydrogen production iodine-sulfur (IS) process笠原 清司; Guo, H.*; 田中 伸幸; 今井 良行; 岩月 仁; 久保 真治; 小貫 薫
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/10
熱化学水素製造法ISプロセスに関して、電解電気透析(EED)と蒸留によってHI-HO-I溶液からヨウ化水素(HI)を分離する工程のフローシート解析を行った。解析のため、新たに、分離膜Nafionを用いたEED実験をもとに、EED操作の熱物質収支推算のための関係式を作成した。同式によるEED解析とシミュレータESPによる蒸留計算を組合せて、HI分離工程の熱物質収支を推算し、所要熱量に及ぼす操作条件(原料供給量,EEDによる濃縮度,蒸留塔の操作圧力)の影響を調べ、最適条件を明らかにした。その結果、EEDに用いる分離膜の特性(膜抵抗,濃縮限界濃度差)がHI分離所要熱量を支配し、その改良が高効率化に重要であることを示した。
上地 優; 寺田 敦彦; 杉山 均*
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/10
原子力機構では、高温ガス炉の熱利用システムに関する研究開発を実施している。システムの一つである熱化学法ISプロセスによる水素製造法の安定運転及び低消費エネルギー化に対して、再生熱交換技術は効果的であると考えられる。著者らは気流混合による温度制御に着目し、小型高性能復熱器の設計研究を進めている。一方この温度制御機構はHVACユニットに用いられ研究が行われている。しかし数値解析では複雑形状に対して定量的な精度を欠き、また複雑形状に対する実験結果は報告されておらず、乱流混合に対する知見は不足している。PIVを用いた気流混合実験を行い、混合流れ場の乱流エネルギーを取得した。また流量配分変更時のエネルギー値の変化について明らかにし、温度分布との関連性を解明する。結果から、主流に対し傾斜するドア開度の場合先端で不安定な流れが生成しエネルギーが増大することがわかった。特に混合部では、ドア付近の乱れの影響でエネルギーは大きく上昇する。また、ヒータ通過空気の一部がドア部はく離領域へ流れ込むことで混合が早期に発生し、温度拡散が促進されることがわかった。
近澤 佳隆; 加藤 篤志; 小幡 宏幸*; 西山 昇; 鵜澤 将行*; 戸澤 克弘*; 千代 亮*
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/10
JSFR実証炉の予備概念設計を提案した。FaCTフェーズIにおける安全性,パンタグラフ型燃料交換機,2集合体ポット,乾式洗浄,MA含有新燃料輸送キャスクについての採否判断結果を紹介した。
野口 聡; 岸 裕和; 畑中 耕一郎; 内藤 守正
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/10
多様な地質環境条件に適用するため、高レベル放射性廃棄物処分場を対象とした低アルカリ性吹き付けコンクリートの一般化された配合選定手法を提案する。本手法には2つの改善点がある。一つが低アルカリ性を担保する結合材の配合を事前に選定すること、もう一つが強度を担保するために水セメント比を設定することにある。これらの手法はこれまでの吹き付けコンクリートの配合選定手法に幌延深地層研究センターの地下坑道への適用を念頭に置いた研究の成果及び既往のコンクリート配合選定手法が加味されている。
小林 順; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹; 渡辺 収*; 大山 一弘*
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10
革新的なループ型ナトリウム冷却高速炉であるJSFRの設計研究を、高速炉サイクル開発プロジェクト(FaCT)の枠組みで実施している。制御棒チャンネル及びブランケット集合体と燃料集合体との温度差は最大で100C程度となり、炉心出口部における流体の混合による温度変動は、UIS下部において高サイクル熱疲労の原因となる。そこで、炉心及び上部プレナムの1/3スケール60セクタモデル試験体を使用した水流動試験を実施し、低温流体付近の温度変動の特徴を把握するとともに、UIS下部における温度変動を緩和する方策の効果を確認した。
岩本 幸治*; 近藤 学*; 保田 和則*; 十河 基介*; 田中 正暁; 山野 秀将
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10
LDV measurements in a 90 elbow were examined on inflow from a long/short pipe and swirl generator, modeling a 1/10 scale hot-leg piping of a Japanese sodium-cooled fast breeder reactor. Flow distribution when 
= 320000 shows short upstream pipe induces a flow separation downstream and weakens the Prandtl's secondary flow of the first kind. This suppresses the kinetic energy transport within the pipe wall of the elbow. The swirl generator generates swirling inflow with the non-dimensional angular momentum of 0.12. The circumferential velocity distribution formed a shape like Rankin's combined vortex in the elbow inlet. Also observed is an accelerated axial velocity at the vortex center, whose distribution is like that of non-swirl inflow. Frequency analyses show the Strouhal number by vortex from the boundary layer at the inner side became 0.5, except for 0.6 in the long pipe case. This might be related with the boundary layer width and the local flow velocity.
谷 明洋*; 島川 佳郎*; 久保 重信*; 藤村 研; 山野 秀将
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10
This paper describes the result of conceptual safety design and evaluation for the demonstration plant of Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) to obtain necessary information to decide the plant specification for further study. Major specifications except for output power and safety design concept are similar to those of the commercial JSFR. A set of safety evaluation for typical design basis events (DBEs) is mainly focused here, which was conducted for the 750 MWe design. Safety analyses for DBEs evaluation were performed on the basis of conservative assumptions using a one-dimensional flow network code with point kinetics. For representative DBEs, transient over power type events and loss of flow type events were analyzed. The long-term loss-of-offsite power event was also calculated to evaluate the natural circulation decay heat removal system. All analytical results met tentative safety criteria, thus it was confirmed the safety design concept of JSFR is feasible against DBEs.