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与能本 泰介; R.Shaw*; 久木田 豊
3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE), 2, p.1053 - 1058, 1995/00
原研と米国原子力規制委員会が共同で実施している新型炉AP600に関する安全性確証実験計画(ROSA-AP600計画)における第1回実験としてコールドレグの1インチ破断実験を行った。実験にはAP600の主要な安全機器を体積比1/30.5、高さ比1/1で模擬するように改造されたROSA-V/LSTF装置を使用した。破断直後から静的余熱除去系(PRHR)において炉心崩壊熱を上まわる自然循環除熱がなされた。この自然循環により一次系圧力は連続的に減少を続け、一次系内下部に低温水は蓄積し、炉心はサブクール水に覆われた。実験で見られたPRHRにおける自然循環熱伝達は本研究で提案する伝熱相関式パッケージを使用することにより良く予測された。
竹下 功; 板橋 隆之; 小川 和彦; 外池 幸太郎; 松村 達郎; 三好 慶典; 中島 健; 井沢 直樹
3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE), 4, p.1881 - 1886, 1995/00
本書は、核燃料サイクル分野での臨界実験安全性を研究するSTACYとTRACYの2つの臨界実験装置及びその燃料を調製する設備について行われた設計・モックアップ試験及びコールド試験の結果をまとめたものである。STACYでは、低濃縮ウラン溶液及びプルトニウム溶液の臨界量について、炉心形状、炉心直径及び溶液濃度等をパラメータとして系統的な臨界データが取得される。TRACYでは、急激に反応度を添加し、臨界事故時の過渡特性の解明及び放射性物質の環境への移行機構を解明するための基礎データが取得される。各々の臨界実験装置は、モックアップ試験、コールドでの機能試験により、所定の機能を有することが確認された。会議では、来年当初行う予定のホット試験の結果も一部加えて報告する。
竹田 武司; 國富 一彦; 中瀬 毅*; 今井 修*; 岡崎 泰三*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.417 - 420, 1995/00
高温工学試験研究炉(HTTR)は、黒鉛減速、ヘリウムガス冷却型の原子炉であり、原子炉出口温度は950
C、熱出力は30MWである。HTTRの炉心と1次熱交換器を接続する二重管の内管の内側にあるライナは高温ヘリウムガスバウンダリを形成し、その材質はハステロイXRである。ライナと内管の熱膨張差はライナにスライドジョイントを設けることにより吸収した。それ故に、スライドジョイントの焼付き及び異常な摩耗を防止する必要がある。そのため、ハステロイXRの表面に熱CVD法を用いて窒化チタン(TiN)を3
mの厚さでコーティングすることを考え、焼付き及び摩耗実験を行った。その結果、950Cのヘリウムガス雰囲気でハステロイXRとTiNコーティング材の凝着は生じなかった。また、950CにおけるTiNの摩耗は3mより薄い厚さであった。従って、ハステロイXRの表面にTiNをコーティングすることにより、焼付き及び異常な摩耗を防止できる。
浅香 英明; 久木田 豊; 斉藤 誠司*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.131 - 136, 1995/00
加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材事故(LOCA)時におけるホットレグ内の流れは、重力により水と蒸気が分離した水平層状二相流で特徴づけられる。ここでホットレグ水位は、蒸気発生器(SG)内ないしは加圧器内への蒸気による水のキャリオーバー量に影響する重要なパラメータである。小破断LOCA時のホットレグ内層状二相流は、水流量が増加するにしたがい常流から射流に遷移し、これに起因する典型的な水位低下の生じることがLSTF実験により示された。Gardnerは、ホットレグ入口前後で各相のエネルギーが保存されると仮定し、常流から射流への遷移モデルを開発した。しかし、このモデルによる予測結果とLSTF実験結果との一致は、定量的に不十分であった。筆者らは、Gardnerのモデルにホットレグ入口の形状エネルギー損失項をとりいれた改良モデルを開発した。この改良モデルは、LSTF実験で見られたホットレグ内の常流から射流への遷移条件を良く予測した。さらに射流発生時の水位予測及び気液の相間摩擦が水位変化に及ぼす影響についても論じられている。
熊丸 博滋; 村田 秀男; 近藤 昌也; 久木田 豊
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.217 - 222, 1995/00
原子炉の小破断LOCA時等に生じる炉心ボイルオフ(極低流量)状態における炉心内混合水位等の評価に重要な高温高圧条件下のバンドル内局所ボイド率を、光学式ボイド計により測定した。実験は、燃料集合体を模擬した24本ロッドバンドル試験部において、圧力3MPa、質量流束11~90kg/m
s、クオリテイ0.06~0.77の範囲で実施した。光学式ボイド計によりバンドル直径に沿った局所ボイド率分布を測定するとともに、
線型密度計による直径に沿った弦平均ボイド率及び差圧計による体積(面積)平均ボイド率を測定した。気泡流~スラグ流~環状流と変化するに従い、測定した局所ボイド率分布は凸形より平坦形へ、気泡通過頻度は凸形より凹形へ変化した。弦平均ボイド率(線による)は体積平均ボイド率(差圧による)より常に大きい値を示したが、これは局所ボイド率分布の流路断面内分布によることが明らかになった。
石川 信行; 鈴木 勝男; 藤井 義雄; 臼井 甫積
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.449 - 454, 1995/00
TVカメラによる視覚情報フィードバック制御の一手法として、画像によるビジュアルサーボ制御法(IBVS)がWeissらにより提案されている。本手法の特徴は画像上の量(例えば物体の画像上での重心位置)を直接に制御量として用いて動的制御を実現している点にある。Weissらはこの手法の有効性を数値シミュレーションで示している。本稿ではIBVSを実際に実現する上で必要となる事項の実験的な考察をしている。第1点として、制御系を設計する上で必要となるモデルの検討及びこのモデルに含まれるパラメータ推定実験を行った。第2点目として、画像装置における演算遅れ時間の測定及びこの遅れによる制御系の安定性への影響を制御則としてPI制御を用いた場合について実験的に検討した。
加治 芳行; 井岡 郁夫; 宮本 喜晟
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.363 - 368, 1995/00
核熱利用の新たな展開において、1次系と2次系冷却ガスの熱交換を行う中間熱交換器(IHX)は、高温ガス炉(HTGR)の重要機器である。その中で、特に伝熱管の構造健全性を確認することが重要である。起動停止時において、伝熱管の下部連絡管は高温ヘッダーとヘリカル管との熱膨張及び温度差による熱応力を受ける。したがって、950Cヘリウムガス環境中において、伝熱管の寿命を評価するためにIHXの実規模モデルを用いたクリープ疲労試験を行った。また非弾性解析を用いた寿命予測を行い、以下の結論を得た。(1)4576サイクルで最内層のサポート角度が90Cの伝熱管のスタブ部と下部連絡管の間の溶接部にき裂が発生した。(2)非弾性解析により計算されたクリープ損傷を用いた寿命予測結果は、実験結果に比較して非常に保守的であった。
数土 幸夫; 神永 雅紀
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.223 - 228, 1995/00
ヒートパイプ、板状燃料を用いる研究炉及び商用炉での垂直流路における気液対向二相流で重要な現象である落下水制限(Countercurrent Flow Limitation)現象の、発生メカニズムとその支配パラメータの効果について、内管流路、矩形流路並びに環状流路の特性を解析的に系統的に検討した。その結果、流路長、流路径、又はギャップ、幅並びに注入水の運動量の効果、注入水のサブクーリングの効果を的確に評価できることがわかった。解析結果と既存の各種の流路形状での実験結果との一致は良好であることがわかった。これらから、落下水制限の発生メカニズムについて重要な知見を得ることができた。
高瀬 和之; 秋野 詔夫
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.535 - 540, 1995/00
ピン・イン・ブロック型炉心構造であるHTTRの場合、冷却材であるヘリウムガスは燃料棒と燃料チャンネルとで構成される環状流路を下降しながら、燃料棒によって最高950Cの出口温度にまで加熱される。この際、燃料温度は1200C以上の高温となるため、将来の高出力密度炉心では設計余裕(燃料使用最高温度との差)を十分に確保できない。そこで、燃料温度を現状よりも低下させるための一手段として、対流伝熱促進を期待した粗面燃料棒による伝熱流動実験が行われ、その熱流動特性が調べられた。本研究はこの実験結果をもとに、矩形突起付き環状流路内の熱流動解析を行って熱伝達率の数値予測の妥当性を評価したものであり、本成果は高温ガス炉用高性能燃料棒の開発や原子力熱エネルギー輸送機器の高効率化等に利用できるものである。
清水 智也*; 寺下 尚孝*; 新谷 文将; 秋元 正幸
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.469 - 474, 1995/00
本報では、本研究で開発したソフトウェア統合化手法をベースとして開発した原子炉設計知的支援システムの構成及び本システムの使用可能性についての評価結果について述べる。本システムは、GUIを介して設計者が入力した原子炉概念の図的データを基に、キーワード検索により、自動的に解析コードを選択、結合し、解析システムを構築する手法をとっている。この際、解析コード及び入力データに関する情報を記述した情報モジュールが参照される。本システムの使用可能性の検討項目として、(1)種々の構造を有する解析プログラムへの本システムの適用可能性、(2)種々のプラント体系への適用可能性、(3)解析モジュールの選択、統合の適切性をとりあげ、評価を行ったところ、妥当であるとの結論に到った。
助川 武則; 荻原 博仁; 白石 邦生; 柳原 敏
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1779 - 1784, 1995/00
原子炉施設解体では、放射性物質が内在する多くの機器等を解体する必要があり、解体作業を効率的に実施するためには、予想される作業に対する作業者の被ばくの低減を考慮しつつ、人工数、費用等の管理データを評価することが重要となる。JPDR解体技術開発では、これらの管理データの評価作業を効率よく行うプロジェクト管理のための計算コードシステム(COSMARD)を作成した。また、機器、構造物の残存放射能量を評価する計算コードシステムを作成し、解体される機器ごとの放射能インベントリを評価した。放射能インベントリデータは物量データベースに収納し、COSMARDによる廃棄物発生量、作業者被ばく線量当量等の評価に用いるとともに、炉内構造物・圧力容器等の解体作業の計画、保管容器の設計、生体遮蔽体の解体及び解体後の管理方法の決定に活用した。
中村 寿; 金沢 勝雄; 藤木 和男
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1785 - 1789, 1995/00
原子炉施設の廃止措置時に発生する放射性金属廃棄物の再利用を想定し、模擬廃棄物およびJPDRの解体金属廃棄物を用いた溶融試験を行って溶融処理に伴う代表的な汚染核種の移行挙動の把握を行った。主な試験パラメータは溶融鋼材の材質、造さい剤の塩基度、模擬廃棄物の投入時期である。鋼塊、スラグ、排ガス等から採取した試料の放射能測定に基づくと、Co-60、Ni-63、Mn-54およびZn-65の大部分は鋼塊に、Sr-85はスラグに、Cs-137はスラグおよび排ガスの両方に移行、分配される結果を得た。この結果は各元素の物理的・熱力学的性質から理解できるが、特に元素の揮発性、酸素との親和性等が移行挙動に関して重要な指標となることが分かった。本報は、溶融試験の概要、試験方法、溶融時の放射性核種の挙動、移行挙動に及ぼす試験パラメータの影響などについて記述したものである。
門馬 利行; 五来 健夫; 平林 孝圀
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1817 - 1822, 1995/00
JPDRの解体実地試験では、解体作業員の被ばく低減に有効な解体前除染技術に関する様々な試験を行った。ここではその1つである流動研磨除染技術について、開発基礎試験及び実地試験を行った結果をまとめた。開発基礎試験では、研磨材の材質を始め、流速、研磨材濃度等の各種除染条件を決定した。実地試験は、これらの条件に従い、JPDR原子炉水浄化系配管の一部に流動研磨除染装置を設置して行った。その結果、33時間の除染により、除染係数1000以上を達成できることを確認した。また、この除染作業で発生した放射性物質を含んだ水は、ろ過処理により0.37Bq/g以下とすることができたため、二次廃棄物としては、回収した研磨材及びフィルタ等の固体廃棄物約50lのみであった。作業全体にわたっての人工数及び被ばく量等についての評価も行った。
小澤 一茂; 中村 竹夫; 久保 隆司; 清木 義弘
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1707 - 1710, 1995/00
JPDRの生体遮蔽体は放射線遮蔽や耐震性のために非常に強固な鉄筋コンクリート構造物となっている。さらに炉心中心部には内側に突出した壁があり高度に放射化している。JPDR解体実地試験ではこれまでに三つの工法(機械的切断工法、水ジェット切断工法、制御爆破工法)の技術開発を行い、放射能レベルに応じて各技術の実証を行った。放射能レベルの高い生体遮蔽体突出部の解体にはダイヤモンドブレードと、コアボーリングを組合せた機械的切断工法とスチールグリットを含んだ高圧水を対象物に吹き付けて切断を行う水ジェット切断工法を使用して解体撤去を行った。また放射能レベルの低い生体遮蔽体表層部と放射能レベルの極めて低い生体遮蔽体外側部の解体には、限定した領域のみを解体撤去できる制御爆破工法を使用して解体撤去を行った。本報告では、各工法の特徴、データの分析結果等について報告する。
岡根 章五; 宮島 和俊; 高橋 英樹; 三森 武男
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1905 - 1908, 1995/00
再処理特研では、1968年から1969年に日本で初めてピューレックス法を用いて、JRR-3の使用済燃料を処理して再処理試験に成功して約200gのプルトニウムを得た。その後、1970年に装置を閉鎖し、廃液処理や燃焼率測定等の研究施設として利用され今日に至っている。TRU核種を含む廃棄物は、今後核燃料サイクル事業の進展と共に増大することが予想され、またTRU核種を含む放射性廃棄物の種類、形状は多種多様であり安全に処理を行えることを実証することは極めて重要である。原研では、TRU廃棄物の処理技術開発の実証及び再処理施設解体技術開発の場所として再処理特研に貯留されている各種廃液を用い、1984年よりTRU廃棄物の処理技術開発を進めると共に,1990年より再処理特研を利用して核燃料物質取扱施設の解体技術開発を行っている進捗状況を報告するものである。
立花 光夫; 前田 真吾; 明道 栄人; 畠山 睦夫; 清木 義弘
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1811 - 1815, 1995/00
原子力施設の解体では、建屋のコンクリート除染作業が、その建屋を制限なく使用するために非常に重要なプロセスである。この除染作業では、解体廃棄物量の低減化を行うために、できる限り汚染した部分だけを正確に撤去すること、また除染を終了した部分の再汚染を防ぐために、除染作業により発生する粉塵を効率よく回収することが要求される。そこで、JPDRでは、除染機器としてスキャブラー、ショットブラスト、サンドブラストそしてニードルガンを選定した。建屋コンクリートの除染作業は、これらの機器を使用して成功裡に行われた。また、この除染作業を通して、これらの除染機器や作業に関するデータなどを収集した。本報告は、基礎試験やJPDRの建屋コンコリート除染作業を通して得られた経験やデータについて報告する。
松本 潔; 村松 健; 山口 昌造*; 常世田 哲朗*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1385 - 1392, 1995/00
地震PSAの手法体系の開発・整備の一環として、非常用ディーゼル発電設備(DGシステム)の地震耐力評価を行った。DGシステムは、多数の機器から成るマルチコンポーネント・システムである。本研究では、まず、マルチコンポーネント・システムの耐力評価手法の検討を行い、5つのステップから成る耐力評価手順を提案した。次に、この評価手法をDGシステムの耐力評価に適用した。評価の中では、(財)原子力発電技術機構により実施されたDGシステムの耐震実証試験及び、これに基づく耐震裕度評価解析の結果を有効な情報源として利用した。DGシステムの機能喪失をもたらす、比較的耐力の低いと考えられる機器類の7つの損傷モードについて、機器の耐力評価を行い、その結果を基にDGシステムの耐力を支配する損傷モードを同定すると共に、システムの耐力を求めた。
村松 健; 蛯沢 勝三; 松本 潔; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 福岡 博*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1333 - 1340, 1995/00
原研では確率論的安全評価(PSA)に関する研究の一環として地震起因事象に関するPSA(地震PSA)の手法の開発、改良を行なっている。本研究の最新の成果から、以下の事項を報告する。地震危険度評価については、断層モデルに基づく機構論的な地震動予測式の開発を進めており、震源及び波動伝播の地域特性を考慮するために観測地震動を用いて特性パラメータを定めた。建屋の損傷確率評価については、建屋応答の非線形性を考慮した解析により損傷確率を評価した。機器の損傷確率評価については、振動試験データに基づいて非常用ディーゼル発電機の耐力評価を行なった。システム信頼性解析の分野では、地震起因炉心損傷頻度評価用コードSECOM-2を用いた感度解析により、応答の相関性を考慮した場合の炉心損傷頻度への影響を評価した。
及川 哲邦; 村松 健; 笠原 健夫*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1341 - 1348, 1995/00
原研では、受動的安全機能を採用した一体型加圧水炉SPWR(System-Integrated PWR)の概念設計研究を行っているが、その技術成立性の評価、設計の弱点の洗い出しに確率論的安全評価(PSA)を実施している。SPWRのPSAは、2段階に分けて行った。第一段階PSAでは、SPWRのプラントの概要の把握、設計の弱点の洗い出しのため、3つの起因事象についてのみ評価を行った。この第一段階PSAの結果も参考として、設計者グループは、水張り式格納容器、静的格納容器水冷却系の採用といった設計変更を行った。第二段階PSAではこれらの設計変更を考慮すると共に、故障モード影響解析等から洗い出された全ての起因事象を対象に、事故進展図を作成してイベントツリーを作成し、炉心損傷発生頻度を定量化した。また、静的システムの信頼性及び設計代替案に関する感度解析を実施した。その結果、炉心損傷発生頻度に静的システムの信頼性はあまり大きな影響のないこと、設計代替案として非安全系の高圧注入系を追加することが炉心損傷発生頻度の低減に最も有効であることが分かった。
鍋島 邦彦; 鈴木 勝男; E.Tuerkcan*; Oe.Ciftcioglu*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1551 - 1556, 1995/00
階層型ニューラルネットワークを用いて、オランダのPWRプラントのオンライン監視システムを構築した。使用したネットワークは、入力層と出力層が同じノードになっており、学習側には誤差逆伝播アルゴリズムを採用した。学習データとして、出力上昇・定常運転・出力減少という広範囲に渡る典型的なパターンを用い、正常状態における原子炉プラントのモデル化をニューラルネットワークの内部で行う。したがって、学習終了後に異常なデータが入力された場合には、ネットワークの出力は、検出器からの信号と大きく異なるため、微小な異常も検知することができる。このシステムを実際の原子炉にオンラインで適用した結果、ニューラルネットワークがうまく複雑な原子炉をモデル化でき、しかも微小な異常徴候を検知することが可能であることが示された。