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山口 智彦; Mihalache, O.; 上田 雅司; 宮原 信哉
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17), p.605 - 613, 2009/07
強磁性体及び非磁性体の蒸気発生器伝熱管の外表面に導電性物質であるNaが付着すると欠陥検出性能に影響を与えることがわかってきた。著者らはナトリウム浸漬試験を行い、伝熱管や構造物(支持板や溶接部)にNaが付着した場合の試験結果と付着Na厚さを確認したので、本会議にて発表する。
鷲谷 忠博; 田山 敏光; 中村 和仁; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 野村 和則; 近沢 孝弘*; 長田 正信*; 菊池 俊明*
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17), p.83 - 88, 2009/07
本件は、先進湿式法再処理の革新技術である晶析技術における晶析装置開発に関するものである。本報では工学規模晶析装置を用いたウラン系での連続運転試験の結果として、本晶析装置の定常及び非定常時における装置安定性,過渡的な応答性等に関する工学的な知見を中心に報告する。
高橋 健司; 椎名 章; 鬼沢 卓広; 井場木 昭治; 山口 智彦; 田川 明広
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07
日本の高速増殖原型炉「もんじゅ」は1995年のナトリウム漏洩事故以来、初めて運転再開するが、運転前に長期間停止していた機器の健全性を確認することが必要である。蒸気発生器(SG)伝熱管については、起こりうる劣化事象を検討した結果、長期保管による腐食減肉のないことを確認することで健全性を担保できることがわかった。しかし、既に据え付けられたSG伝熱管の全長の腐食減肉を直接測定する方法はないことから、3つの試験(ECT(Eddy Current Test),目視試験,漏洩試験)結果を総合的に判断し、伝熱管の健全性を確認した。3つの試験方法は、各々伝熱管の腐食減肉を直接測定はできないが、ECTにより、全長の局所減肉を、目視試験により、全面腐食とU字管の腐食を、漏洩試験によりピンポールの有無を確認することができる。これら3つの試験結果を総合評価し、伝熱管に有為な減肉と貫通欠陥がないことが確認できた。
西田 明美
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 7 Pages, 2009/07
原子力プラント等の重要構造物の動的外乱による挙動をよりよく理解するためには、詳細なモデル化と解析の実行が重要となってきている。最近高周波振動を原因とする配管系構造物の損傷事故が発生したため、運用時の配管系構造物の動的挙動解明が緊急の課題となっている。本研究の目的は、原子力プラントのための動的挙動詳細解析ツールを開発し、複雑構造の集合体である原子力プラントの配管系構造の動的挙動の特性を調査することにある。本研究では、チモシェンコ理論を基礎とするスペクトル要素法(SEM)による波動伝播解析のための3次元フレーム構造解析コードを開発している。本解析コードの適用例として複数部材からなる構造を解析し、実験結果との比較を行った。その結果、SEMの高周波数成分を含む動解析への適用に関する有効性を確認した。
佐甲 博之
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/07
J-PARCはMW級の陽子ビームによる物質生命科学,原子核・素粒子物理学,原子力工学等の多目的研究施設である。加速器系は400MeV線形加速器,3GeVの速い繰り返しシンクロトロン(RCS),50GeVの主リングシンクロトロン(MR)から構成される。3GeVと数10GeVにおいてMW級のビーム生成し、かつビームロスを機器の維持管理が可能なレベルに局所化し抑制する必要がある。このためRCSにおける水冷不要のセラミックビームダクト,磁性金属による高電場高周波系,線形加速器での小型ドリフトチューブ四重極電磁石等の新技術を開発した。線形加速器は停止時間が短く、安定なビームを供給している。RCSでは2008年9月に0.21MWの出力を記録し、しかもロスをコリメータに局所化できた。線形加速器はAnnular Coupled Structure linac導入により400MeVへ増強される予定である。第二期建設計画では600MeV超伝導線形加速器を導入しAccelerator-Driven nuclear transmutation Systemの建設を行い、MRを50GeVへ増強する予定である。
Zhang, W.*; 吉田 啓之; 高瀬 和之
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/07
改良界面追跡法による二相流詳細解析コードTPFITを使って、稠密燃料集合体内サブチャンネル間に発生するクロス流れに関する数値解析を行い、その結果をもとに稠密燃料集合体内のクロス流れを定量評価できる相関式の開発を行った。従来の熱設計手法におけるクロス流れを評価する相関式は、燃料棒が正方に配置された条件で取得した実験結果をもとに構築されているため、燃料棒が三角ピッチに配置された稠密炉心への適用については十分な検討は行われていない。そこで、大規模シミュレーションによる数値データベースをもとにサブチャンネル間に発生する微小な差圧変動について統計処理を行い、新たなクロス流れ相関式を導出した。本報では、新たな相関式の導出とその適用性について検討した結果を述べる。
青山 卓史; 伊藤 主税; 大川内 靖; 前田 茂貴; 鈴木 惣十; 茶谷 恵治; 竹田 敏一*
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07
大学等における教育研究活動を支援するため、これまで個別に対応してきた「常陽」関連施設における学生実習を体系的で効果的に実施できるシステムを構築した。実習内容は、これまで実績のある「常陽」の運転データを用いた炉物理解析実習,原子炉シミュレータを用いたフィードバック反応度特性実習,放射化箔法による中性子照射量測定実習に加えて、レーザによる極微量同位体分析実習,放射性物質の放射化学分析実習のテーマとし、原子力専攻に限定されない幅広い学生が参加できるものとした。本実習システムは、大学教育の専門家によるレビューを受けるとともに試行を行い、2008年から運用を開始した。本実習システムにより、大学では実施が困難な原子炉施設等を用いた教育が可能となり、実践的な技術・技能を習得した学生の育成と大学との連携強化への貢献が期待できる。
島田 太郎; 大島 総一郎; 助川 武則
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/07
JPDRの解体プロジェクトの経験に基づいて、原子力施設の廃止措置における安全性評価コードDecDoseを開発した。本コードは廃止措置に進捗に沿って、通常作業中の周辺公衆及び放射線業務従事者の年間被ばく線量、さらには火災・爆発等の事故時における周辺公衆の被ばく線量を算出するものである。合理的な廃止措置計画の立案に加え、規制当局が行う廃止措置計画の審査において、有用なツールになることが期待される。
Liu, W.; 高瀬 和之
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 6 Pages, 2009/07
沸騰メカニズムを定量的に評価することを目的として、表面温度,表面熱流束を高密度かつ高速度で同時計測できるシステムを開発した。本計測システムは、高速度で熱起電力を記録する一次系と、二層での多チャンネルの熱起電力データをもとに、加熱面表面温度と熱流束の変化を計測するための逆問題解析を含む2次系から構成される。現象の早い非定常沸騰サイクルを追従するために、二層に渡り熱電対素子を伝熱ブロック内部に高密度に装着する技術を開発し、共同陽極を持つ微細T型熱電対を開発した。本計測システムを用いて、沸騰サイクルにおける気泡真下の表面熱流束と表面温度を計測した。大きな気泡の形成に伴う表面温度の低下及び表面熱流束の上昇を計測できた。
Kim, G.; 鈴木 喜雄; 手島 直哉
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/07
Network computing infrastructure for sharing tools and data was implemented to support international collaboration. In designing the system, we focused on three issues: accessibility, security, and usability. For the first issue, SSL-VPN technology was adopted to access computing resources beyond firewalls. For the second issue, PKI-based authentication mechanism was used for access control. Shared key based file encryption was also used to protect against information leakage. The introduction of the authentication gateway enables to strengthen the security. To provide high usability, WebDAV was used to provide users with a function to manipulate distributed files through a windows-like GUI. These functions were integrated into a Grid infrastructure AEGIS. Web applications were developed on the infrastructure for dynamic community creation and information sharing. In this paper, we discuss design issues of the system and report the implementation of a prototype applied to share information for the international project GNEP.
高松 操; 今泉 和幸; 長井 秋則; 関根 隆; 前田 幸基
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/07
高速実験炉「常陽」では、炉内干渉物対策の一環として、ビデオカメラを用いた炉心構成要素頂部の観察,ファイバースコープを用いた炉心上部機構下面の観察を実施した。炉心構成要素頂部の観察は、回転プラグの炉内検査孔上にデジタルビデオカメラを設置した簡易なシステムにより実施した。炉心構成要素頂部に異物や損傷がないことを確認するとともに、当該システムが約1mmの分解能を有することを実証した。炉心上部機構下面の観察においては、UCS下面と炉心構成要素頂部の間隙約70mmにファイバースコープを挿入する観察装置を新規に開発し、UCSの下面を観察した。本装置により、厚さ約0.8mmの整流格子を判別し、UCS下面の状況を把握することができた。これらの観察により、高速炉の炉容器内観察・補修技術の高度化に資する有用な知見を得ることができた。
西崎 雅則*; 鶴岡 北斗*; 杉山 憲一郎*; 奈良林 直*; 大島 宏之
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 6 Pages, 2009/07
高速炉蒸気発生器ではナトリウム-水反応時の高温ラプチャにより伝熱管の二次破損が起こりうる。高温ラプチャ評価において、ナトリウム中のボイド分布を把握することが非常に重要となる。本実験では、直径3.5mmのノズルから流速17.3m/s
129.8m/sのアルゴンガスを、温度443K及び293Kのナトリウム中へ噴出させ、ガスジェットの中心軸上で化学反応を伴わないボイド率分布を測定した。その結果、ノズルからの距離が減少するにつれてボイド率は増加し、ノズルからの距離が1mmの位置でボイド率が一定となることを確認した。水中よりナトリウム中のボイド率が低かったが、これはナトリウムの表面張力が水よりも大きいためと推定される。
柴本 泰照; 丸山 結; 中村 秀夫
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/07
BWR運転時の異常な過渡変化を想定した高圧・高質量流速条件において、post-BT時のドライアウト伝熱面上の液膜リウェット現象に関する一連の実験を行った。これらの実験結果に基づき、液膜の先端進展速度で定義されるリウェッティング速度の予測モデル式を開発した。リウェッティング速度は大破断LOCA再冠水過程を対象としてこれまでにさまざまなモデルが提案されているものの、post-BT条件においては予測モデルとして適用可能なものがなかった。実機異常過渡条件では再冠水過程と異なり、液滴流密度が非常に大きく、このためリウェット速度も非常に速いという特徴がある。本研究では、Sun-Dix-Tienによる先行冷却モデルを改良することで、このような速いリウェット速度を広範囲の条件で予測できる相関式を提案する。
Xu, Y.*; 田川 明広; 藤木 一成*; 上田 雅司; 山下 卓哉
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07
高速増殖炉「もんじゅ」では、原子炉容器に対し供用期間中検査として体積検査を実施する。その検査中の環境は温度が200
C,放射線線量率が10Gy/hrと非常に過酷である。体積検査は、電磁超音波探触子(EMAT)を用いて実施されるが、これまではPPM構造の磁石配置のEMATを用いていた。PPN構造とはS極とN極を交互に組合せた構造である。本研究では、PPM構造の縦磁化磁石の間に横磁化磁石を入れ込んだHalbach構造を採用した。これにより磁束密度はPPMに比べ1.4倍に向上した。さらに、新しい信号処理方法を用いることで4倍の感度向上を達成した。さらに、200Cで200時間の耐久性試験も実施した。
伊藤 啓; 功刀 資彰*; 大島 宏之
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07
ナトリウム冷却大型高速炉の設計合理化においてガス巻込みの抑制が重要な課題となっているため、著者らはガス巻込み現象を再現できる高精度気液二相流数値解析手法の開発を行っている。その一環として、本研究では2次元非構造解適合格子の開発と検証を行う。開発においては、分割を繰返し行った際のセルの歪みを防止するために等方的セル分割手法を採用し、また、細分化セルと非細分化セル間におけるエッジの非整合(ハンギングエッジやハンギングノードが存在する状況)を防止するため、周囲セルの分割状態に応じて特殊分割を行う接続セルを導入した。正方形キャビティ問題を対象とした検証を行った結果、開発した2次元非構造解適合格子を用いることで、構造格子よりも少ない格子数で高い解析精度が得られることを確認した。
山本 雄一*; 平野 悦丈*; 大上 雅哉*; 清水 泉介*; 白川 典幸*; 越塚 誠一*; 守田 幸路*; 山野 秀将; 飛田 吉春
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/06
COMPASSは、MPS法の統一的枠組みにおいて、熱流動,構造,相変化などのマルチフィジックス現象問題を解析するよう設計されている。2006, 2007年度に、COMPASSの基本機能の開発が完了し、基礎検証計算を実施した。2007年度には、炉心崩壊事故における重要な現象に対し、利用可能な実験データを用いた総合検証計画も開始した。この論文では、COMPASSの相変化モデルに対する基礎検証計算及び実験解析の結果を記述し、併せて、MPS法の定式化の概略,COMPASSコードの概念設計も述べる。
上原 靖*; 白川 典幸*; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; 山野 秀将; 飛田 吉春; 山本 雄一*; 越塚 誠一*
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/06
COMPASSコードを用いたメゾスコピックなアプローチによって、炉心崩壊事故の事象推移における重要現象の理解が進むと期待される。この論文では、SIMMER-IIIを使用したSCARABEE-BE+3試験の全体的な解析を記述するとともに、SIMMER-IIIによる解析結果から取り出された小さな時空間ウィンドゥにおけるダクト壁破損に注目したCOMPASSを使用した解析について述べる。
井岡 郁夫; 鈴木 潤; 本岡 隆文; 木内 清; 中山 準平
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 5 Pages, 2009/06
再処理施設の沸騰硝酸環境において、粒界腐食はオーステナイトステンレス鋼の重大な劣化事象である。粒界腐食の主要因は、結晶粒界への不純物元素の偏析が原因と考えられている。新たな複合溶製技術により、全有害不純物を100ppm以下に抑えた超高純度(EHP: Extra High Purity)オーステナイトステンレス鋼を開発した。C, P, S, B等の不純物元素を添加したEHP合金(Fe-25Cr-20Ni-Ti)を作製して、粒界腐食と不純物元素量の相関性を調べた。不純物元素を添加しないEHP合金では粒界腐食は観察されなかったが、不純物添加EHP合金では粒界腐食を生じた。得られた結果の重回帰分析より、粒界腐食と不純物元素量の回帰式を求め、粒界腐食に及ぼす不純物元素の影響度を示した。
宮原 信哉; 石川 浩康; 吉澤 善男*
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/06
ナトリウム/炭酸ガス(CO
)熱交換器における伝熱管破損事象を調べるため、COと液体ナトリウムプールとの反応挙動を実験的に研究した。実験は2種類実施し、1つは約15gの液体ナトリウムプールを流動するCOに晒しておもに反応が開始する熱化学条件と反応生成物の化学組成に関する情報を得た。実験では、ビデオカメラを用いて目視観察を行い、ナトリウムプールとその表面近傍の温度変化を熱電対で測定した。もう一つの実験では、熱交換器内のバウンダリー破損を模擬して約200gの液体ナトリウムプール中にCOを注入した。実験中のナトリウム温度とカバーガス温度は熱電対で測定した。これらの実験から、反応はある閾値温度を超えると起こることを明らかにし、温度上昇や圧力上昇、プール中の固体反応生成物の挙動等のナトリウム/ CO熱交換器における伝熱管破損事故の影響評価に有益で不可欠な情報を得た。
大平 博昭; 高松 操
Proceedings of the 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/06
「常陽」のUCS下面とMARICO-2試料部との接触により発生した金属粉が燃料集合体のサブチャンネルを閉塞した場合の熱的影響を、非定常サブチャンネル解析コードASFREを用いて解析評価した。発生した金属粉の量を保守的に仮定したにもかかわらず、燃料,被覆管及び冷却材の各温度は、定格運転時,異常な過渡変化時及び事故時のいずれの場合にも、閉塞に起因して過度に上昇することはなく、炉心冷却性能が損われないことが明らかとなった。
