Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
佐藤 博之; 角田 淳弥; 寺田 敦彦; 大橋 弘史; Yan, X.; 西原 哲夫; 橘 幸男; 稲垣 嘉之
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
本報告では、高温ガス炉から取り出される熱を用いた発電や水素製造等の実現に向けて、高温ガス炉技術の課題である、ヘリウムガスタービン及び水素製造施設の原子炉への接続にあたっての安全基準確立や経済的で信頼性を有するシステム設計及び運転制御方式の確立に資するため、HTTR試験計画を提案するとともにスケジュールやプラント概念を明らかにした。
根本 義之; 加藤 仁; 加治 芳行; 吉田 啓之
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
福島第一原子力発電所の炉内状況の推定等に寄与するため、原子力機構では、炉心溶融物の熱流動解析と構造解析を連成させ、圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価する研究を行っている。この構造解析では過去の単軸試験による材料物性データを用いる。しかし、特に複雑な形状の部位では、多軸応力条件下での変形挙動を解析することになる。このため、多軸応力条件下の構造解析に対する、単軸試験により得られた材料物性データを用いた解析モデルの適用性について検討する必要がある。本論文では、多軸応力試験として高温での内圧クリープ試験を行うとともに、単軸試験による材料物性データを用いて有限要素法(FEM)解析を実施し、両者の結果を比較することで、その妥当性を検討した。
井岡 郁夫; 栗木 良郎*; 岩月 仁; 久保 真治; 稲垣 嘉之
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
原子力機構では、高温ガス炉の利用系として水素を製造する熱化学水素製造法(ISプロセス)の研究開発を進めている。ISプロセスには、濃硫酸を沸騰させて分解する過酷な腐食環境が含まれている。この腐食環境で十分な耐食性を有する材料としては、Fe-高Si合金とSiCの2種類の脆性材料が報告されている。延性のある炭素鋼の内側に耐沸騰硫酸用のFe-高Si合金を遠心鋳造によりライニングした2層管を作製し、その特性評価を実施した。Fe-高Si合金ライニング部は、沸騰硫酸中でも十分な耐食性を示した。Fe/Fe-高Si合金界面の評価として、熱サイクル試験(100
C-900C)を実施し、界面はく離はなく、十分な界面強度を有することを確認した。
西田 明美; 中島 憲宏; 川上 義明; 飯垣 和彦; 沢 和弘
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
原子力機構システム計算科学センターでは、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の開発に取り組んでいる。これまでに、原子力機構の研究炉のひとつであるHTTR(高温工学試験研究炉)の建屋や機器の3次元モデルを作成し、観測記録等との比較により継続的にモデルの妥当性検証を行っている。2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震は、HTTRが建設されている大洗地区において、震度5強を観測した。今般、HTTR建屋の3次元モデルを用いた東北地方太平洋沖地震に対する地震観測シミュレーションを実施し、従来モデルでは再現が困難であった振動モードの再現に成功したので、得られた結果を報告する。
近澤 佳隆; 加藤 篤志; 鍋島 邦彦; 大高 雅彦; 鵜澤 将行*; 猪狩 理紗子*; 岩崎 幹典*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
JSFR実証施設のBOP設備として燃料取扱設備、電源設備、空調・補機冷却系、建屋配置等を対象として、SDCを満足するため設計方針と評価についてまとめた。燃料貯蔵設備については原子炉冷却系と同様の考え方による除熱系の多重・多様化の強化、電源設備については従来の非常用電源の強化に加え代替非常用電源の追加、空調・補機冷却系:安全系機器の依存関係の明確化、多様化の観点から崩壊熱除去を海水冷却で行った場合の影響評価、建屋配置については外部事象評価の概要(地震,津波,風,雪)、分散配置方針、漏えい対策等を中心に安全設計クライテリア及びそのガイドラインの設定の背景となった評価結果を報告する。
野口 悠人; 丸山 孝仁; 武田 信和; 角舘 聡
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05
本論文ではITERブランケット遠隔保守機器の地震解析について報告する。ITERではブランケット遠隔保守機器として軌道ビークル型を採用しており、円弧状の軌道を真空容器の赤道面に敷設し、数ヶ所のポートから強固に支持をとることで可搬重量の向上を実現している。そのため遠隔保守機器の地震に対する構造健全性を示すためには、ビークルの軌道上の位置および姿勢による系の動的応答の変化を評価する必要がある。今回、遠隔保守機器全体FEモデルを作成しビークルの位置・姿勢に関するパラメータサーベイを実施することで、遠隔保守機器の地震に対する最悪条件を特定した。全体FEモデル解析により得られた各部への荷重値を境界条件として用いて詳細な部分FEモデル解析を実施し、遠隔保守機器の主要機器の構造強度を検証した。これら二段階の解析により、ITER遠隔保守機器が安全停止地震(SSE)に対する耐震性を有することを確認した。
操上 広志; 北村 哲浩; 山田 進; 町田 昌彦
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
福島環境中の放射性セシウムの移動に係る様々な時間・空間スケールの課題に対応するため、複数の数値モデルが準備された。本論文はいくつかのケーススタディとともに、環境中での放射性セシウムの移動に係る諸課題に対する原子力機構のモデル化アプローチの一部について記述する。
大釜 和也; 川島 克之*; 大木 繁夫
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
内部ダクト付燃料集合体を採用したJSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の過渡挙動を精緻に評価するため、プラント動特性解析コードHIPRAC用の新たなモデルを開発した。このモデルでは、内側および外側炉心燃料チャンネルを、バンドル内、周辺部および内部ダクト隣接部にわけて、それぞれのチャンネルにおける冷却材再分布および温度を評価できる。バンドル内および周辺部のチャンネルの冷却材温度分布については、過去に実施した
-FLOWによる解析結果との比較により検証した。内部ダクト内の冷却材温度分布は、汎用熱流動解析コードSTAR-CD ver. 3.26により解析した。この結果に基づき、内部ダクト内での水平方向に均一な温度分布を仮定した伝熱モデルをHIPRAC用のモデルとして適用した。750MWe JSFRの低除染TRU含有燃料炉心における反応度係数を評価し、これを用いて、HIPRACコードにより冷却材喪失型事象における過渡挙動を評価した。新旧モデルの解析結果の比較から、詳細な冷却材温度評価により、内部ダクトやラッパ管ギャップなどを含む燃料集合体周辺部の冷却材温度および冷却材フィードバック反応度の過大評価が改善されることが示された。
本多 友貴; 藤本 望; 澤畑 洋明; 沢 和弘
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
HTTRの燃焼挙動は今後の高温ガス炉開発において重要なデータである。現在までにHTTRを用いた様々な試験が行われており、解析精度の検証が行われてきたが燃焼を伴う解析精度の検証が不十分であった。また、現在のHTTRは燃焼中期にあり、十分なデータが取得されている。そこで本研究では、燃焼を伴う臨界制御棒位置のデータを用いて核解析コードの解析精度の検討を行った。しかしながら、定格試験データは炉内に温度分布があるため、誤差要因が多く検証が困難であった。対してHTTRでは試験ごとに400Kの低温臨界制御棒位置のデータを保有しており、また400K条件での試験データは温度分布が無く解析値と比較する上で良質なデータであるため、まずこれらのデータを用いて燃焼による拡散計算コードCITATAIONによる解析精度の検討を行い十分な精度があることを確かめた。これにより、Sm, Puなどの蓄積評価が十分であることを確認した。これらのコードの検証により将来高温ガス炉のための技術基盤の確立を目指す。
本多 友貴; 藤本 望; 澤畑 洋明; 沢 和弘
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
HTTRでは制御棒二段階挿入方法を採用しており、1段目で反射体領域に制御棒を挿入し未臨界にする仕組みとなっている。また将来高温ガス炉においても反射体領域にのみ制御棒を挿入する設計が存在するため、1段目の反射体領域に挿入される制御棒の反応度の解析精度が重要となる。しかしながら、現在まで制御棒価値の高い燃料領域に挿入される制御棒に合わせてセルモデルを作成していたため、1段目の制御棒価値の解析精度が不十分であることが分かった。そこで1段目の制御棒を取り巻く状況に合わせて反射体領域断面積を作成することで解析精度の向上を図り、将来高温ガス炉の研究開発のための技術基盤の確立を目指す。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05
本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に積雪マージン評価手法開発について述べる。積雪マージン評価には降雪速度と継続時間の組み合わせが指標となる。降雪中は除雪が期待できるから、除雪速度が降雪速度を下回ったときに除熱失敗と定義すると、その除熱失敗に至るまでの降雪継続時間がマージンとみなされるという積雪マージン評価手法を開発した。
井口 将秀; 櫻井 武尊; 中平 昌隆; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
原子力機構は、ITER TFコイル構造物の製作にあたり、周辺機器を支持する付属物とコイル容器との接続に、部分溶け込み溶接の適用を提案している。これは、付属物が複雑形状を呈しており、溶接作業性が極めて悪いことに起因する。部分溶け込みは、非溶け込み部を有することから、その先端は極めて高い応力集中が生じ、ITER供用中にき裂進展に至る可能性がある。そのため、設計段階から疲労き裂進展挙動について把握する必要があるが、有限要素法等の数値計算では、実際の溶接部のき裂進展挙動を正確に模擬することは現状極めて困難であり、過度に保守的な設計係数を適用する必要がある。一方、部分溶け込み溶接部を模擬した実規模疲労試験体を用いて、き裂進展挙動を測定する方法も考えられるが、極低温(4.2K)という環境下で、100mm近い板厚の試験体の疲労試験を実施できる設備は、現状存在せず、新たな試験設備の建設は、費用及び時間の面から現実的ではない。そこで原子力機構は、実機形状の部分溶け込み溶接継手を有する部分溶け込み溶接継手試験体を製作し、非溶け込み部先端を残したCT試験片を採取し、4.2Kでのき裂進展挙動を把握する試験を実施した。CT試験片は汎用的に疲労き裂進展試験に供されるものであり、既存の試験設備で試験可能である。これらのCT試験片を使用した疲労き裂進展試験から、き裂進展挙動を明らかにするとともに、き裂進展を計算するために必要な物理係数を取得し、保守的な設計係数を用いることなく、TFコイル構造物を設計できる見通しを得た。
勝山 仁哉; 山口 義仁; 加治 芳行; 吉田 啓之
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
既存のシビアアクシデント(SA)解析コードでは、溶融燃料の移行に伴う原子炉圧力容器(RPV)破損を簡易的なモデルで評価している。しかしながら、東京電力福島第一原子力発電所のような沸騰水型原子炉(BWR)のRPV下部ヘッドは、形状が複雑で多数の制御棒案内管が存在するため、その破損挙動は複雑である。そこで我々は、SA時のBWR下部ヘッド破損について、クリープ損傷機構を考慮した熱流動構造連成解析に基づく評価手法の開発を進めている。本研究では、SA時のRPV下部ヘッドの破損部位や時間を推定するため、RPV下部ヘッドを模擬した詳細三次元モデルを作成し、溶融デブリの挙動を熱流動解析により求めるとともに、応力,歪, Kachanov、及びラーソンミラーパラメータ(LMP)に基づくクリープ損傷基準を適用した弾塑性クリープ解析による評価を行った。Kachanov及びLMPに基づく評価は、実験により求めたパラメータを用いて行った。これらの結果から、BWR下部ヘッドの破損は、破損時間には大きな差があるものの、その部位は貫通部のみであることを示した。
山口 義仁; 勝山 仁哉; 加治 芳行; 吉田 啓之; Li, Y.
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
After the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident due to the pacific coast of Tohoku earthquake and Tsunami, we have been developing an analysis method considering creep damage mechanisms based on three-dimensional analysis for the early completion of the decommissioning of nuclear power plants. We have also been obtaining material properties which are not provided in existing database or literature for the analysis. In this study, we measure the tensile and creep properties for low alloy steel, Ni-based alloy and stainless steel at high temperature near the melting points. Using the experimental data, some parameters for the creep constitutive law and creep failure evaluation method are determined. In addition, through the comparison in creep rupture time between finite element analysis and experiment, the validity of failure evaluation method is confirmed.
笠原 清司; 村田 哲也*; 上地 優; 寺田 敦彦; Yan, X.; 稲垣 嘉之; 森 治嗣*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 11 Pages, 2015/05
豪雪地帯である札幌と石狩を想定した、高温ガス炉GTHTR300の廃熱を利用した地域熱供給・融雪システムの熱輸送解析を行った。GTHTR300と熱利用地域間で熱水を循環させる給熱配管と、給熱配管から熱利用地域内の熱供給配管へ熱を伝える熱交換器の解析を行った。給熱配管において、二重管はアニュラス流路の圧力損失が大きいため、単管と比べて水循環のためのポンプ動力は2.74倍になった。一方、内側管からの熱ロスをアニュラス流路で回収できるため、管全体の熱ロスが単管より33%小さく、1本の管で水循環が可能であるため、埋設のための掘削面積も23%小さい点で有利であった。給熱配管に二重管を用いた時、GTHTR300から熱供給配管への熱輸送に伴う熱ロスは4.2%、GTHTR300の発電量に占めるポンプ動力の割合は0.8%であった。GTHTR300を2基用いることで、年間で最大となる1月の熱需要の97.0%をまかなうことができた。GTHTR300と熱利用地域間の距離を40kmから20kmに削減できれば、熱供給システムの設置コストを22%削減できることが見込まれた。
星野 貴紀; 北垣 徹; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 浩史*; 深澤 哲生*; 小泉 健治
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
In the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F), safe and steady defueling work is requested. Before the defueling in 1F, it is necessary to evaluate fuel debris for properties related to the defueling procedure and technology. It is speculated that uranium and zirconium oxide solid solution is one of the major materials of fuel debris in 1F, according to TMI-2 accident experience and the results of past severe accident studies. In this report, mechanical properties of uranium and zirconium oxide solid solution evaluated in the ZrO
content range from 10% to 65%.
上出 英樹; 安藤 将人*; 伊藤 隆哉*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
原子力機構, 日本原子力発電, 三菱FBRシステムズは、将来の持続可能な基幹電源の候補として、ナトリウム冷却高速増殖炉の実用化概念であるJSFRの設計研究を実施してきている。2011年以降は、東京電力福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえたGIFにおけるナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア及び安全設計ガイドライン構築の活動に貢献するために、地震・津波等の厳しい外的事象に対する安全対策を取り入れるとともに、より実現性の高いものとするため、より細部の成立性や保守補修性に配慮して、設計概念の具体化を進めた。本報では、75万kWeのJSFR実証施設を対象として、2011年以降の設計進捗を取り入れた設計概念を概括する。
大塚 紀彰; 松井 義典; 土谷 邦彦; 松井 哲也*; 有田 節男*; 和田 將平*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
東京電力福島第一原子力発電所で発生した事故を教訓に、過酷事故においても水位、水素濃度等を計測可能な機器の開発が求められている。特に、高温過酷環境においても使用可能な水素センサの開発は、水素爆発の防止の観点から必要不可欠である。本研究では、過酷環境下用計測機器の一環として、固体電解質を用いた水素濃度センサを開発し、過酷環境下における適用性の評価を目的とした特性試験を実施した。雰囲気温度400Cにおける試験の結果、水素センサは水素濃度に応じた電圧を得られることを確認した。また雰囲気圧力0
1MPaの環境においても、水素濃度及び圧力変化に応じた電圧を得たことから、過酷環境下用計測機器としての見通しを得た。
山下 晋; 高瀬 和之; 吉田 啓之
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
福島第一原子力発電所事故では、全交流電源喪失による炉心冷却システムの停止によって、原子炉内に設置されている燃料集合体が高温になり、その結果発生した燃料溶融が次第に拡大し、炉心の崩落を引き起こしたと考えられる。このような炉心溶融事象の進展を明らかにすることで現在の原子炉の状況を推定するとともに、今後のアクシデントマネージメント等を検討するためには、炉心溶融による溶融物の凝固や移行挙動を現象論的に予測できる数値解析コードが必要である。そこで原子力機構では、数値流体力学的手法に基づいた、現象論的な溶融物挙動の評価を可能とする数値解析手法を開発している。前報では、崩壊熱を有する燃料物質及びそれを持たない炉内構造物を区別して溶融移行過程を解析するために、従来の固・気・液3相2成分流体解析手法に対して、崩壊熱を有する燃料物質のための金属成分を追加した固・気・液3相3成分解析手法を構築し、炉内を簡略模擬した体系にて、炉内構造物の溶融・移行過程予備解析を実施した。その結果、実機に近いスケール及び複雑な体系において、発熱物質と非発熱物質が相互作用しながら、安定して計算できることを確認した。しかしながら、解析手法に対する検証が実施されていないという問題があった。そこで、本報では、解析手法に対する妥当性を評価するための検証計算の結果を示すと共に、過酷時の炉内溶融事象の重要な支配因子の一つと考えられている輻射伝熱モデルの構築、並びに模擬炉心支持構造物内の溶融物移行過程の予備解析結果について報告する。
三枝 純; 田川 明広; 操上 広志; 飯島 和毅; 吉川 英樹; 時澤 孝之; 中山 真一; 石田 順一郎
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
福島第一原子力発電所の事故後、原子力機構は福島県内の学校施設を効果的に除染するための方法を構築するため各種の除染実証試験((1)校庭の線量低減対策、(2)遊泳用プール水の浄化、(3)遊具表面の除染)を実施した。これらの除染実証試験を通して、(1)校庭の線量低減対策では、校庭の表土を剥ぎ取り深さ1mのトレンチに埋設することで線量を大幅に低減できること、(2)遊泳用プール水の浄化では、水中の放射性セシウムを回収するために凝集沈殿法が有効であること、(3)遊具表面の除染では、鉄棒や砂場の木枠といった遊具に対する除染効果は遊具の材質や塗装の条件により大きく依存すること、等の知見を得た。本稿では、これらの除染実証試験についてレビューする。