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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。
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。
伊藤 啓; 功刀 資彰*; 大島 宏之
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/05
経済性に優れるナトリウム冷却大型高速炉の設計において、上部プレナム内自由液面におけるガス巻込み現象の抑制が非常に重要である。本研究では、気液二相流の数値解析に対する非構造格子法の開発を行う。二相流の物理量に関して、気液の体積と運動量の保存法則を満たす格子間再配分手法を新たに開発し、切り欠け付き円板の回転問題やダム崩壊問題を解析することによって開発した手法の検証を行った結果、開発した手法によって、気液二相流現象を高精度に解析できることが明らかになった。
榎枝 幹男; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 鶴 大悟; 吉河 朗; 関 洋治; 西 宏; 横山 堅二; 江里 幸一郎; 鈴木 哲
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), p.645 - 649, 2010/05
本報告は、日本における水冷却固体増殖(WCCB)ブランケットの開発の現状を報告するものである。日本は、WCCBブランケットを核融合原型炉の主案として、その開発を進めている。特に、ブランケットモジュール製作技術開発に関しては、実規模の第一壁モックアップを、実機構造材料である低放射化フェライト鋼(RAFMS)のF82Hを実際に使用して製作することに成功した。さらに製作した第一壁モックアップを用いて、実機の冷却水条件の15MPa, 300度の水で冷却しつつ、実機熱負荷条件0.5MW/m
での熱負荷試験に80回試験を行い、変形やホットスポットなどがないことを確認した。また、ブランケットのモジュールを構成する側壁部の実規模モックアップの製作にも成功し、さらに、第一壁モックアップと側壁モックアップの組合せ接合に成功して、初めてテストブランケット実規模筐体モックアップの試作に成功した。これらの開発により、筐体製作技術の主要課題の解決の見通しが得られた。
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。
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。
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。
井手 広史; 木村 明博; 三浦 洋; 長尾 美春; 堀 直彦; 神永 雅紀
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/05
JMTRの原子炉圧力容器は、再稼働後も継続的に使用する予定である。そのため、原子炉施設の更新作業の前に、原子炉圧力容器の長期使用を観点として、水中カメラを用いた原子炉圧力容器内部の健全性調査を実施した。その結果、原子炉圧力容器の上蓋ノズル周辺に赤褐色の付着物が確認されたため、付着物を採取し分析を行った結果、鉄が主成分であることがわかった。また、健全性に影響を及ぼすような傷等は観察されず、原子炉圧力容器全体としては、健全性が維持されていることが確認された。また、応力腐食割れ、高速中性子照射量及び疲労の観点から、JMTRの原子炉圧力容器は、今後20年以上は利用できる見通しを得た。今後も予防保全の観点から、JMTR再稼働後において、原子炉圧力容器内部を定期的に点検していく計画である。
五十嵐 誉廣; 青柳 吉輝; 加治 芳行
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 5 Pages, 2010/05
近年のミクロ観察技術の向上により、応力腐食割れのき裂先端のサイズが数ナノメートルであること、き裂開口部は酸化物で満たされていること、き裂先端よりも先に酸素原子が侵入していることが観察されている。また、電子後方散乱回折パターン解析により、き裂先端及びき裂周囲に
の塑性ひずみがあることが報告されており、応力腐食割れの進展機構には、粒界に沿った酸素原子の存在、そして粒界近傍の塑性ひずみが関係していると考えられる。以上の背景から、本研究では、粒界中の酸素拡散を考慮したマルチフィジックスモデルを構築し、モデルの初期検討として多結晶ニッケルに関する粒界に沿った酸素原子の拡散と結晶塑性を考慮した2次元のき裂進展シミュレーションを行った。その結果、粒界に沿った酸素凝集に起因するき裂の生成,進展,停止,新たなき裂の生成を繰返すことによって巨視的にき裂が進展する応力腐食割れ特有の分岐き裂を伴う進展過程を再現することができた。
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。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 松下 出*; 井田 瑞穂; 堀池 寛*; 金村 卓治; 杉浦 寛和*; 八木 重郎*; 鈴木 晶大*; et al.
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05
国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D
Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)を実施している。リチウムターゲット施設に関しては、日本側が100%に近い寄与により、約1/3スケールで実機を模擬したIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)に関する詳細設計を完了させ、その建設を進めているところである。このリチウム試験ループでは、おもに、IFMIFの工学設計に必要とされるリチウムの自由表面流の流動とリチウム中の不純物除去に関する実証試験を行う計画である。本研究では、IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの詳細設計内容を報告するとともに、建設概況及び本試験装置を用いた工学実証の課題とその評価方法について併せて報告する。
Li, Y.; 加治 芳行; 五十嵐 誉廣
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/05
The heat affected zone (HAZ) of the girth seams of the core shroud is sensitive to the stress corrosion cracking due to neutron irradiation, corrosion and residual stress. We are focusing on the weld residual stress field around the girth seam H6a. The stress analysis adopted different approaches in ABAQUS to simulate the multiple-bead welding process. The Fully Coupled Temperature-Displacement Analysis (FCTDA) gave the much accurate results as compared with the experimental results. The axial stress fields in the crossing section of the wall of the core shroud were also clarified.
菊池 裕彦*; 持田 晴夫*; 井手 章博*; 飯塚 透*; 早船 浩樹
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/05
This paper shows R&Ds programs for innovative technology about main components of JSFR. JSFR is an advanced loop type Sodium-cooled Fast Reactor. Innovative technologies will be adopted in the JSFR for economic competitiveness, enhancing reliability, and safety. The concept of JSFR is to aim at reducing an amount of commodity, by reduction in the number of cooling loops, an adoption of high-chromium steel with low thermal expansion coefficient and high-temperature strength, and shortening a piping length by connection of outlet/inlet piping to an upper part of the reactor vessel, as well as the integration of a pump into IHX. Further, at secondary cooling system, higher reliable Steam Generator with double-walled straight tube using high chromium steel is adopted. In the FaCT project, a design for JSFR has been executed along design categories such as core design, reactor system, heat transport system, safety design, etc., with corresponding R&Ds.
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。
