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山口 彰*; 高田 孝*; 大島 宏之; 曽我部 丞司*; 出口 祥啓*; 菊地 晋
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/05
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器伝熱管が破損すると、高圧の蒸気がナトリウム中に噴出し、ナトリウム-水反応を引き起こす。そのため、ナトリウム-水反応評価は、ナトリウム冷却高速炉における重要な安全課題である。本研究では、ナトリウム-水反応メカニズム及び反応過程を解明することを目的に、減圧条件でナトリウム-水対向流拡散試験を実施し、反応モデルなどをパラメータとした数値解析の結果と比較検討を行った。
佐藤 博之; 大橋 弘史; 田澤 勇次郎; 坂場 成昭; 橘 幸男
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/05
高温ガス炉を熱源とした水素製造システムの安全評価手法確立を目的として、HTTRを熱源としてISプロセスによる水素製造を行うHTTR-ISシステムの安全解析評価を行った。摘出された5つの運転時の異常な過渡変化及び3つの事故事象に対してプラント過渡挙動評価を行った結果、評価項目である燃料最高温度,原子炉冷却材圧力バウンダリ温度及び圧力は評価基準を上回ることがないことを明らかにした。
古川 智弘; 加藤 章一; 平川 康; 近藤 浩夫; 中村 博雄
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/05
国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)の下で、中性子発生源となるリチウムターゲット系の工学実証データを取得するための液体リチウム試験ループの設計・製作が進められている。リチウムは、消防法で危険物第3類に指定されており、液体リチウム試験ループの建設にあたっては、リチウム漏えい燃焼事故を想定した対策が必要不可欠である。本研究では、燃焼リチウムに対する4種類の消火剤(乾燥砂,ひる石,化学消火薬剤(ナトレックスM及びL))の消火挙動を確認し、液体リチウム試験ループに適した消火剤を選定するとともに、当該消火剤の配備量の決定に向けた消火性能について実験的に評価した。
阪本 善彦; 小竹 庄司; 青砥 紀身; 戸田 幹雄*
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05
原子力機構では現在、FaCTプロジェクトを実施しており、その最初のマイルストーンが2010年に設定されている。本マイルストーンでは、JSFRへの革新技術の採否を決定することとしており、その判断に向けた予備評価が進められている。本論文では、予備評価の中で議論された主な設計の進展について記載するものである。原子炉構造設計については、原子炉容器の耐震性と耐熱性が検討され、原子炉容器の仕様を示した。また、耐震裕度の向上を可能とする設計オプションを検討することが提言された。熱流動課題については、ガス巻き込みと液中渦を抑制する設計対応が図られ、また、設計合理化,抑制効果の向上に向けたさらなる検討が進められている。1次系配管設計については、Type-IV損傷によるクリープ強度の低下を考慮した設計を実施した。
西原 哲夫; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 島崎 洋祐; 野尻 直喜; 伊与久 達夫
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/05
高温工学試験研究炉(HTTR)は日本初の高温ガス炉で、高温ガス炉技術の確立及びプロセス熱利用の実証を目指して開発が進められている。安全性実証試験では、炉心の負の反応度係数により原子炉スクラムなしに安全かつ安定な状態に原子炉出力が移行し、かつ、原子炉の温度変化が緩やかであるという、高温ガス炉の固有の安全性を検証する。2002年から開始した反応度印加試験及び冷却材流量低下試験では、反応度印加時及び冷却材流量低下時の高温ガス炉の固有安全性を実証し、コード検証のためのデータを取得した。冷却材流量喪失試験は2010年中頃から開始し、高温ガス炉の究極の安全性を示すとともに、安全設計方針の改良に資する。連続運転は、高温ガス炉技術の確立のためのデータ取得に加え、HTTRにおいて熱利用設備に長期間安定に熱供給できることを実証する。2007年に定格運転モードでの30日連続運転を行い、被覆燃料粒子の核分裂生成物の高い閉じ込め機能を証明した。そして、高温ガス炉技術の発展のための高温運転データの蓄積及び熱利用の実現のために、高温試験運転モードでの50日連続運転を2010年に行っている。
高田 昌二; 阿部 健二; 稲垣 嘉之
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/05
高温隔離弁は高温ガス炉水素製造システムの安全性を確保するうえでの必要不可欠の機器である。中間熱交換器や化学反応器の伝熱管破損事故において、原子炉から水素製造システムへの放射性物質の放出や、可燃性ガスの原子炉への進入を防止する。900
Cを超えるヘリウムガス雰囲気で使用するアングル型高温隔離弁の概念構造設計を行った。ハステロイXR製の弁座を弁箱の内側に溶接し、内部断熱構造とするとともに、バルブメーカーの製作実績に基づき、弁座頂部の内径は445mmとした。3次元有限要素解析コードにより金属構造物の温度分布と熱応力を評価した。数値解析結果は、熱応力が弁座頂部から弁座付根に向かって単調減少し、弁座付根において局所的に増加することを示した。この結果をもとに、熱応力を低減するために、弁座高さ,弁座と弁箱の直径比を最適化し、弁箱・弁座溶接継ぎ手部での熱膨張差を低減して、応力を設計許容応力120MPa以下に抑制できた。また、通常運転時の起動・停止、並びに、減圧事故時における温度・圧力履歴によるクリープ疲労損傷は許容値を下回り、健全性を確保できることを明らかにした。
岩田 圭弘; 原野 英樹*; 伊藤 主税; 青山 卓史*
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), p.443 - 450, 2010/05
高速炉の破損燃料位置検出(FFDL)システムへの適用に向けて、レーザー共鳴イオン化質量分析法(RIMS)を用いたAr中の極微量Kr, Xe同位体分析を行っている。Kr, Xeの正確な分析には光電子により生成する
, 
の検出量を低減することが必要不可欠である。光電子生成量の低減を目的とした除電器とBrewster窓、及びKr, Xeの損失なく生成した, の引き出し量低減を目的としたスリット型電極孔の2種類の改善方策により, の影響を1-2桁抑制し、
の目立った影響なく核種濃度pptレベルの
を検出できた。今後は、同位体比分析にかかわる統計誤差の抑制を目的としたRIMS分析装置の検出効率向上策について検討していく。
江原 真司*; 青谷 雄太*; 佐藤 司*; 橋爪 秀利*; 結城 和久*; 相澤 康介; 山野 秀将
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05
この研究では、エルボ内乱流に関連した流力振動特性についての知見を得るため、JSFRのコールドレグ配管を模擬した1/7縮尺試験ループを用いて圧力計測試験を実施した。複数エルボ配管試験の前に最初の段階として、単一エルボ配管の圧力計測を実施した。1/15縮尺実験についても同様に圧力計測を実施し、同一レイノルズ数におけるころなる配管スケールでの流れから生じる影響もまた評価した。
寺田 敦彦; Yan, X.; 日野 竜太郎; 佐藤 博之
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 5 Pages, 2010/05
高温ガス炉システムにおいて一次冷却系配管(二重配管)破断による減圧事故が発生した場合、崩壊熱によって原子炉内に自然循環が発生するため、空気が配管破断口から炉心内に侵入する。これによって、内部黒鉛構造物等が酸化し、炉心の健全性が損なわれる恐れがある。この減圧事故時の炉心内への空気侵入を防ぐ方法とし、空気侵入防止機構SCADが提案されている。本報では、超高温ガス炉実証炉GTHTR300を対象に空気侵入現象を再現し、このSCADの有効性を検証するための1/8スケールモデル実験装置概念の解析検討を行った。予備解析の結果、多成分系ガスの密度と濃度分布により急速に誘起される特徴的な自然循環流れがみられた。
竹上 弘彰; 寺田 敦彦; 小貫 薫; 日野 竜太郎
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/05
将来の水素社会到来による大規模水素需要に対応するため、原子力機構では高温ガス炉を用いたISプロセス熱化学水素製造法の研究開発を行っている。本研究では、重要機器の一つである硫酸分解器に用いる大型SiC製ブロックの強度評価手法を検討した。有効体積を用いた強度評価に用いるワイブル係数をSiC構造体に最適化することにより、実機評価を不要とするSiC構造体の強度推定法を提案した。さらに、実機を模擬した小型構造体として、小型ブロックモデル試験体を用いた破壊試験を行い、提案した強度評価手法を検証した。破壊試験の結果、小型ブロックの強度は強度推定値を上回っており、強度推定法が有効であることを確認した。
山野 秀将; 飛田 吉春
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/05
この論文では、2次元オイラー型多成分多相流解析コードSIMMER-IIIによる実験解析について述べる。ここでは、炉心崩壊事故における主要現象である2つの分野、すなわち、デブリベッド冷却性及び金属燃料固化挙動を対象とする。デブリベッド冷却性を解析するため、ACRR-D10炉内実験を選定した。SIMMER-IIIによる計算は、実験で観察された熱伝導,沸騰,チャネリングを含む熱伝達メカニズムをよく模擬できた。金属燃料炉における炉心損傷事故では共晶形成とともにステンレス・スティール(被覆管とラッパ管)で固化すると考えられる。そのような現象を調べるため天然ウラン燃料を用いてCAFE-UT2実験を実験解析の対象として選定した。SIMMER-IIIには共晶形成モデルがないにもかかわらず、計算された燃料侵入長は実験データとよく一致した。
守田 幸路*; Zhang, S.*; 有馬 立身*; 越塚 誠一*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 白川 典幸*; 井上 方夫*; 油江 宏明*; et al.
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05
2005年から開始した5年間の研究プロジェクトで、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故特有の現象を詳細解析するためにMPS法に基づいたCOMPASSコードを開発している。その特有の現象とは、(1)燃料ピン破損・崩壊,(2)溶融プール沸騰,(3)融体固化・閉塞挙動,(4)ダクト壁破損,(5)低エネルギー崩壊炉心の運動,(6)デブリベッド冷却性,(7)金属燃料ピン破損を含んでいる。これらの主要現象に対して、COMPASSの検証研究が進められている。この論文では、幾つかの特有現象に対するCOMPASSによる詳細解析結果をまとめた。
成宮 祥介*; 平野 光将*; 平野 雅司
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/05
過去30年に渡り、世界各国で、シビアアクシデントに関する研究や確率論的安全評価(PSA)技術の開発や適用が進められ、多くの成果が得られてきた。こうした成果と経験をもとに、我が国でもリスク情報を活用した意思決定(RIDM)に向かう必要がある。日本原子力学会では、こうした流れの中で、RIDMに関する実施基準を策定してきた。本報では、当該実施基準の背景及び主な内容についてまとめる。
栗坂 健一; 中井 良大; 浅山 泰; 高屋 茂
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/05
本論文は、システム化規格の開発の一環として、構造信頼性の目標値を安全性の視点から設定するための新手法について記述するものである。本手法では、確率論的安全評価(PSA)解析モデルを活用して、原子力安全委員会が公表した定量的安全目標案及び日本原子力研究開発機構が高速炉サイクルの実用化研究開発プロジェクトの中で策定した定量的な安全設計要求から信頼性目標を導出する。本手法をJSFRの原子炉冷却系を構成する構造物及び機器の信頼性目標の決定へ適用した。その結果、内的事象PSA解析モデルと組合せた本手法は構造物及び機器の偶発的な破損に関連する信頼性目標の決定に適用可能であること、並びに地震を起因とする事象に関する手法は地震により重要な構造物及び機器のいずれかが破損する頻度の目標値を導出可能であることを確認した。
井岡 郁夫; 鈴木 潤; 木内 清; 中山 準平*
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/05
有害な不純物を100ppm未満に抑えた超高純度オーステナイトステンレス鋼(EHP合金)を開発した。EHP合金は、応力腐食割れ(SCC)の基点と考えられる粒界腐食に対して優れた抵抗性を有している。そこで、SCCを防止するためのオーバーレイ材料として、EHP合金の適応性を評価した。試験には、EHP合金の比較材として従来材を用いた。試験片は、各々の溶接金属部から加工した。粒界腐食試験は、1g/LのCr(VI)イオンを含む8規定の沸騰硝酸溶液中で行った。比較材は、EHP合金に比べ激しい粒界腐食が生じた。SCC感受性を評価するためのCBB試験を561K, 1000h,飽和酸素の高温水中で行った。比較材の割れと粒界腐食は、EHP合金に比べ発生数、サイズとも非常に大きかった。オーバーレイ材料として使用する場合でも、従来材に比べ、EHP合金は優れたSCC抵抗性があることが確認された。
松尾 陽一郎; 長谷川 正憲; 前川 嘉治; 宮原 信哉
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/05
放射性腐食生成物(CP)は、燃料破損を伴わないFBRプラントでの補修作業時の個人放射線被曝の主要な原因となる。CPは燃料被覆材と燃料集合体などの炉心領域で生成し、ナトリウム流によって主冷却系へ移行し、主要な配管と構造物の壁面に沈着する。"PSYCHE"プログラムシステムは、作業員の放射線被ばく量の抑制技術を確立することを目的として開発された。このPSYCHEコードは溶出-沈着モデルに基づいている。また、「もんじゅ」の主要な冷却系でのCP密度及び線量率はPSYCHEとQAD-CGコードを用いて推定された。
宮原 信哉; 西村 正弘; 中桐 俊男
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/05
揮発性核分裂生成物であるセシウムとヨウ素の液体ナトリウムプールとその不活性カバーガス間の気液平衡分配係数をトランスパイレーション法を用いて測定した。実験の目的は、600から850Cの高温におけるセシウムとヨウ素の平衡分配係数を得ることと、平衡分配係数のナトリウムプール中のセシウムとヨウ素の濃度の依存性を調べることである。既往研究と本研究の結果から得られた温度と気液平衡分配係数に関する実験式は、Castlemanの理論式とほぼ一致した。また、プール中濃度による影響は、セシウムについては理論的な傾向と一致し、ヨウ素については逆の傾向を示した。後者はカバーガス中でのNa
Iの生成によるものと思われる。
Lorentz force福田 武司*; 高田 孝*; 堀池 寛*; 木村 暢之; 上出 英樹
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/05
最外殻に電子をひとつだけ持つアルカリ金属はプラズマ周波数より高い周波数領域で電磁波との干渉が小さくなるという仮定に基づき、理論的検討やナトリウムの分光特性の検討がなされている。これに従うように、今回、液体ナトリウムが人の眼には鏡のように見えるにもかかわらず真空紫外レーザー光に対してある程度透明であることが証明できた。この結果は、液体ナトリウム中の流速場を粒子画像流速計測法により計測できる可能性を示すものである。また、実験結果と比較するうえでLESコードを開発するとともに、ローレンツ力による渦構造への影響を評価できるナトリウムループを新しく設計した。
吉田 啓之; 細井 秀章*; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/05
Two-fluid model is useful for thermal hydraulic analysis in large-scale domain such as rod bundles. However, the two-fluid model includes a lot of constitutive equations. Then, applicability of these constitutive equations must be verified by use of experimental results. To solve these problems, we have been developing an advanced two-fluid model. In this model, an interface tracking method is combined with the two-fluid model to predict large interface structures behavior accurately. Interface structures larger than a computational cells, such as large droplets and bubbles, are calculated using the interface tracking method. And those smaller than cells are simulated by the two-fluid model. In this study, we modified this model to improve the stability of simulation and reduce the computational time. Moreover, the numerical simulation of two-phase flow in various flow channels including boiling two-phase flow were performed.
細井 秀章*; 吉田 啓之
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/05
At the advanced two-fluid model, an interface tracking method is combined with the two-fluid model to predict large interface structure behavior without any constitutive equations which depend on shapes of flow channels. However, constitutive equations to evaluate the effects of small bubbles or droplets on two-phase flow are required. In this study, we develop the new model for turbulent dispersion force term. In this model, effect of large bubbles and deformation of bubbles are neglected to fit the advanced two-fluid model. And the liquid phase turbulent kinetic energy and bubble-induced turbulent kinetic energy are considered as a driving force of dispersion of small bubbles. To verify the present model, the advanced two-fluid model and the model for turbulent dispersion term were incorporated to ACE-3D. And results of numerical simulation were compared with experimental results of air-water two-phase flow in 200 mm diameter vertical pipe.
