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Silva, K.*; 石渡 祐樹*; 高原 省五
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 9 Pages, 2012/07
Integration of direct/indirect influences (hazards) of severe accidents as an index of broad risk is important for continuous improvement/optimization of nuclear safety. For that purpose, various influences of severe accidents are integrated into monetary value. The integrated influence in monetary value is called the "cost per severe accidents". The consequence analysis of severe accidents have been made of a postulated accident with source terms derived from a generic level 2 PSA. Internal and seismic events are considered as the initiating events. Sensitivity analyses are carried out to identify the dominant scenarios, dominant influences, and sensitive assumptions and parameters to the cost per accidents, per years or per kWh. Based on these findings, improvements of severe accident managements and emergency responses are recommended.
涌井 遼平; 北垣 徹; 樋口 英俊; 竹内 正行; 小泉 健治; 鷲谷 忠博
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 7 Pages, 2012/07
Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been developing a fuel disassembly system with reliability for FBR fuel reprocessing. Laser technology has a high cutting performance and stable operation. However, it was hard to apply to the fuel disassembly system in our previous study, because of pin damage and dross adhesion between a wrapper tube and fuel pins. The advance of the laser cutting technology has recently attracted. Development of single mode fiber laser (SMFL) with small diameter of a beam spot has been especially reported. Then, we believed that it has become possible to prevent the dross adhesion in the disassembly. The main purpose of this study is to reevaluate an applicability of laser for the wrapper tube cutting by the basic cutting tests. Concretely, we researched whether cutting conditions such as SMFL etc, have the effects on dross adhesion and pin damage or not and tried to prevent these original matters. As the result, it was demonstrated that the kerf width of SMFL is still thinner than that of multi mode fiber laser (MMFL). The phenomenon is very important to decrease the amount of dross. Therefore, we confirmed that SMFL is suitable for prevention of the original matters and this experimental results shown the new feasibility method of wrapper tube cutting.
古川 智弘; 平川 康
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 5 Pages, 2012/07
IFMIFで使用される機器に付着したリチウムの除去技術を確立するための基礎試験として、エタノール,純水及びこれらの混合液中におけるリチウムの溶解実験を実施した。実験では、これらの溶液中にリチウムを浸漬し、溶解の度合いを計測した。得られた結果から平均溶解速度及び化学反応により生成する水素の発生量を評価した。30
Cのエタノール,純水及び混合液中における溶解速度は、それぞれ0.01, 1.6及び0.43mm/minであった。この平均溶解速度は、すべての溶媒において低温領域では温度上昇とともに増加する傾向にあったが、純水及び混合液中では高温になるにつれて飽和する傾向を示した。実験中に収集されたガスの量は、化学反応により生成すると評価された量とよく一致した。
土井 大輔; 中桐 俊男
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 6 Pages, 2012/07
トリチウム/水素挙動解析コードを用いてトリチウム挙動を解析するためには、同位体効果を通じて影響を及ぼし合う水素挙動を理解することが重要である。本研究では、1995年に行われた「もんじゅ」性能試験データを利用し、TTTコードを使用して、蒸気発生器から2次系ナトリウムへ拡散する水素量(拡散水素量)の温度依存性及び経時変化を評価した。評価結果から、他原子炉で報告されている拡散水素量と矛盾がないことを確認した。そして拡散水素量はアレニウス型の温度依存性を示すことや、放物線則に従って減少しその後一定値で推移することがわかった。
佐藤 博之; Yan, X.; 大橋 弘史; 橘 幸男; 國富 一彦
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 8 Pages, 2012/07
本報告では、乾式冷却塔を採用した小型高温ガス炉システムを対象に、冷却塔における空気温度変動に起因する原子炉出力及び原子炉出口温度変動を1次冷却設備のインベントリ調整により制御可能な制御方式を提案した。動特性解析評価を行い、想定される空気温度変動幅に対し、高い発電効率を維持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。
菊地 晋; 清野 裕; 栗原 成計; 大島 宏之
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 9 Pages, 2012/07
ナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器(SG)伝熱管破損時に生じるNa-水反応機構を解明するために、示差熱分析(DTA)装置を用いて水酸化ナトリウム(NaOH)とNaの反応に関する速度論的検討を実施した。DTA曲線より、NaとNaOHの融点、NaOHの構造相転移による転移温度、Na-NaOH反応による反応温度、NaHの分解温度について確認した。また反応後残渣物について、XRDによる化学分析を実施し、Na, NaOH, Na
Oを確認した。これらの結果より、NaOはNa-NaOH反応による反応生成物であると推定された。また、測定した反応温度をもとにNaOの生成にかかわる反応速度定数を算出した。これらの熱分析の結果からNa-水反応の影響評価の時間スケールでNa-水反応の後続反応としてNaOが生成することを明らかにした。
竹田 武司; 大津 巌; 中村 秀夫
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 11 Pages, 2012/07
Separate-effect experiment simulating steam condensation on emergency core cooling system (ECCS) water in PWR cold legs during reflood phase of large-break loss-of-coolant accident (LBLOCA) was conducted in OECD/NEA ROSA project using the Large Scale Test Facility (LSTF). The boundary test conditions were defined based on PWR LBLOCA analysis by RELAP5/MOD3.2.1.2 code considering typical Japanese safety analysis conditions. Significant condensation of steam appeared in a short distance from the simulated ECCS injection point, and the steam temperature in the test section decreased immediately after the initiation of the ECCS water injection. Fluid temperature distribution at 50 mm downstream from the ECCS injection point was significantly non-uniform, but became almost uniform in less than 350 mm. Clear images of high-speed video camera were obtained on droplet behaviors through the viewer at 200 mm downstream from the ECCS injection point, especially for annular mist flow.
Guo, L.*; 守田 幸路*; 飛田 吉春
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 9 Pages, 2012/07
液体金属冷却高速炉の安全解析では仮想的な炉心損傷事故の解析が重要な課題となっている。炉心損傷事故では再固化した燃料粒子、破損した燃料ペレットなどからなる燃料粒子の挙動が事象推移に影響を与える。高速炉の安全解析コードSIMMER-IIIでは、固体粒子が支配的な多相流における粒子間の強い相互作用がモデル化されていないため、離散要素法(DEM)と多相流数値解析アルゴリズムを組合せたハイブリッド法を開発し、SIMMER-IIIヘ組み込んだ。ダム・ブレーク実験の解析を実施し、解析結果と試験結果の良い一致を得た。
Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 山野 秀将; 田上 浩孝; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 10 Pages, 2012/07
高速炉の仮想的炉心損傷事故では破損した炉心物質は、炉心支持板上及び下部入口プレナム内における急速な冷却固化と微粒化によってデブリベッドを形成する。デブリベッド内でのナトリウムの沸騰はベッドを平坦化する効果があり、これはベッドの臨界性と冷却性に大きな影響を与える。したがってこのセルフ・レベリング挙動、特にその数値シミュレーション手法を開発する必要がある。従来幅広く使われて来た高速炉安全解析コードSIMMER-IIIは粒子間の相互作用をモデル化していないため、この挙動の解析へそのまま適用することは困難である。しかしながら、固体粒子の影響を考慮したモデルをSIMMER-IIIに組み込むことでこの現象を解析できる可能性がある。このため、デブリ流動化モデルをSIMMER-IIIへ組み込み、既存のセルフ・レベリング挙動模擬試験の解析を行い、試験結果との比較を行った。試験結果と解析結果の比較的良い一致から、改良SIMMER-IIIはセルフ・レベリング挙動、特にセルフ・レベリングの発生の有無を適切な精度でシミュレーションできることが示された。一方で、セルフ・レベリングの過渡挙動を適切に再現するにはさらなるモデル改良の必要性があることも示された。
竹内 正行; 佐野 雄一; 中島 靖雄; 内山 軍蔵; 野島 康夫*; 藤根 幸雄*
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 6 Pages, 2012/07
本研究では、再処理機器の経年変化に関する評価に資する目的で、高温硝酸凝縮液中のTi-5Ta合金の長期耐食性及び加熱硝酸溶液中の金属塩による耐食性への影響について調査した。硝酸凝縮部を対象とした11,000時間に渡る浸漬腐食試験の結果から、加熱硝酸濃度の増大に応じて凝縮部の腐食速度も増大するものの、各硝酸濃度条件におけるTi-5Taの腐食速度はほぼ一定であり、腐食形態としては全面腐食を呈していた。このことから、硝酸腐食の観点からの機器寿命は運転中の腐食速度を外挿することにより概略的に評価することが可能であると判断した。また、凝縮液(加熱蒸気)の硝酸濃度は加熱溶液中の金属塩の影響により増大することがわかり、中でもその原子価数が大きいほど硝酸蒸気の濃度は高くなることがわかった。この影響は金属イオンの水和特性と密接に関連するとともに、Ti-5Taの重要な腐食加速因子であることを明らかにした。
濱本 真平; 島崎 洋祐; 古澤 孝之; 根本 隆弘; 猪井 宏幸
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 7 Pages, 2012/07
Dust is to be limited in the primary circuit of the HTGRs with regard to the reactor operational stability and structural integrity of heat exchanger because the dust in the coolant adhere the heat transfer pipe surface, and it is lowered with the performance of the heat exchanger. Furthermore the dust including the FPs which adhered for the piping must be reduced in order to discharge in the depressurization accident with coolant helium. In HTTR, The differential pressure of primary HGC rose with the increase in operating time of the HGC, and it had to exchange the filter in about every 8400 hours. Therefore, the source of the dust should be investigated using The Scanning Electron Microscope and The X-ray Fluorescence analyzer. As a result of their analysis, it was clarified that the source of dust is the slide member of the compressor which is not of a primary cooling system.
高松 邦吉; 沢 和弘
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 10 Pages, 2012/07
高温ガス炉の強制冷却喪失試験(LOFC)における原子炉動特性を、HTTRの強制冷却喪失事故の模擬試験の結果をもとに検討した。これにより、ドップラー反応度,減速材反応度,キセノン反応度が、再臨界時刻,再臨界時の出力ピーク及び全反応度に与える影響を明らかにした。さらに、何百時間にも渡る原子炉出力の過渡変化について評価した結果、炉心内へ制御棒が挿入されず、原子炉出力制御系が作動しない状態での、高温ガス炉における冷却材喪失事故時の緊急時運転(制御)方法を提案することができた。これらの評価結果は、カザフスタン高温ガス炉(KHTR)の設計,建設への応用、及び商業炉である超高温ガス炉(VHTR)の実現に反映される予定である。
鈴木 喜雄; 宮村 浩子; 中島 憲宏
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 9 Pages, 2012/07
近年、原子力施設全体規模の耐震挙動等、実事象を扱える全容シミュレーションが可能となってきている。シミュレーションは、「偶発的な不確かさ」や「認知的な不確かさ」などさまざまな「不確かさ」を含んでいるため、このようなシミュレーションを用いて現象を正確に把握するには、これらの不確かさの度合いを定量的に導出し、低減する必要がある。このため、不確かさの度合いとして計算確度を導出し、評価するためのシステムを研究開発している。本システムは、現在、(1)局所の不確かさの要因を分析するためのツール、(2)局所の不確かさが全体の不確かさへ及ぼす影響を分析するためのツール、(3)計算確度を導出するためのツール、の3つのツールから構成されている。本論文では、特に、(1)に含まれる、シミュレーション結果から特徴的な分布を持つ領域を自動的に抽出し誤差評価結果と合わせて表示する機能について詳細に述べる。また、(1)の機能を、われわれが実施している原子力施設全体規模の耐震シミュレーションに適用し、ピーク応力の分布を抽出した結果を示す。
gas秦 はるひ; 横山 薫; 杉杖 典岳
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 7 Pages, 2012/07
原子力機構人形峠環境技術センターのウラン濃縮原型プラントにおける七フッ化ヨウ素ガスを用いた化学除染について実績データとその評価について報告を行う。七フッ化ヨウ素ガスを用いた除染では、98%を超える除去率が得られた。また、実績データを用いて除染のシミュレーションを行った。
松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 11 Pages, 2012/07
ナトリウム冷却高速炉における炉心崩壊事故時の炉心内部での溶融燃料の急速な凝集による厳しい出力バーストの回避を目的として、溶融燃料を集合体単位で流出させる「内部ダクト付き燃料集合体」の導入を検討している。現在は、炉心上端部に向かって開口(下端部はほぼ閉止)を有する内部ダクト設計を選択し、燃料を上方へ流出させることを指向している。本研究では、内部ダクトを通じた上方燃料流出の物理メカニズムを解明するため、模擬物質(低融点合金及び水)を用いた炉外基礎試験を実施している。本報では、本基礎試験で観察された冷却材蒸気圧に駆動された上向流出メカニズムの有効性について実機条件への適用の観点から考察を行った。考察の結果、実機条件においても冷却材の蒸気圧が上方流出の駆動力の一つとして作用し得ることを確認した。
上野 文義; 白石 啓宜; 井上 峻; 本岡 隆文; 加藤 千明; 山本 正弘; 内山 軍蔵; 野島 康夫*; 藤根 幸雄*
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 8 Pages, 2012/07
PUREX法の核燃料再処理プラントでは、加熱部の伝熱条件において沸騰硝酸溶液により厳しい腐食が生じる。本報告では、溶解槽や濃縮缶の加熱部におけるステンレス鋼の腐食速度に及ぼす表面温度と熱流束の影響について実験により検討した。著者らは、表面温度と熱流束の二つの因子に着目した。これらの因子を検討するため、伝熱条件と浸漬条件での腐食試験セルを用い、大気圧条件下の沸騰温度にて、V(V)を33mol/m
添加した3kmol/m硝酸溶液を用いて試験を行った。熱流束と溶液と表面の温度差との関係を示す沸騰曲線を実験により調べ、この沸騰曲線を用いて沸騰条件での表面温度を推定した。測定した腐食速度と二つの因子との関係を検討した結果、腐食速度は熱流束に依存せず、表面温度に依存することが明らかとなった。腐食速度のアレニウスプロットによると、溶液の沸騰により非沸騰に対して腐食が加速されることが示された。
内堀 昭寛; 大島 宏之
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 10 Pages, 2012/07
高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時安全評価に資することを目的として、圧縮性混相流・ナトリウム-水反応現象数値解析コードSERAPHIMを開発している。その一環として、液滴衝突エロージョン現象の評価に必要な液滴エントレインメント・輸送モデルを新たに構築し、SERAPHIMへ組み込んだ。SERAPHIMにおける既有の圧縮性混相流モデルや化学反応モデル、また、新たに構築した液滴エントレインメント・輸送モデルの検証を目的として複数の解析を実施した。実機条件でのナトリウム中水蒸気噴出現象を対象とした解析では、水蒸気の噴出挙動や化学反応による最大到達温度について妥当な結果を得るとともに、新たに構築した液滴エントレインメント・輸送モデルが機能し、ウェステージ環境の一つとして重要な液滴挙動を評価できる見通しを得た。
名古 宏平*; 小泉 安郎*; 内堀 昭寛; 大島 宏之
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 6 Pages, 2012/07
高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時に形成された反応ジェットが隣接伝熱管に衝突すると、液滴衝突エロージョン等の作用により管壁の損耗を引き起こす。本研究では、液滴衝突エロージョンの発生原因である噴流界面からの液滴エントレインメント現象を解明し、評価モデルの構築に資することを目的として、水中に噴出する空気噴流の可視化実験を実施した。高速度カメラで噴流の挙動を撮影した結果、噴流界面からフィラメント状に液体が巻き込まれ、それに伴い液滴が発生する現象が可視化された。また、可視化画像より、液滴の発生数や液滴径等、評価モデルの構築に必要となるデータを得た。データを分析し、空気の噴出速度が増大するとともに液滴数も線形に増大し、一方液滴径は小さくなるという知見を得た。さらに、管内の環状噴霧流に対する液滴径相関式は本実験結果をよく再現するが、液体中気体噴流に対する液滴径相関式は過小評価する傾向があることもわかった。
工藤 秀行*; 杉山 憲一郎*; 奈良林 直*; 大島 宏之; 栗原 成計
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 6 Pages, 2012/07
ナトリウム-水反応時には、液体ナトリウム中に噴出するガスジェットの構造や液滴の大きさを把握することが重要である。本研究において、著者らは液体ナトリウム中に噴出させたガスジェットの可視化画像を撮影することに成功し、ガスジェットに随伴されるナトリウム液滴の生成過程について検討した。
小泉 安郎*; 大手 直介*; 上出 英樹; 大野 修司; 伊藤 啓
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 5 Pages, 2012/07
ナトリウム冷却高速炉における課題の1つであるガス巻込み現象について、渦による自由液面の巻込み流量を実験的に調査している。本研究では、作動流体を自らシリコンオイルに変更し、液位25mmでの実験を行った。その結果、渦状巻込みのみが観察され、また、可視化領域においてはほぼ環状流が形成された。また、シリコンオイルを用いた場合、水と比較してガス巻込み発生が抑制されること、流量に対するガス巻込み流量の増加割合が減少することがわかった。