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羽賀 勝洋; 武田 靖*; Bauer, G.*; Guttek, B.*
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/04
ESSは高出力陽子加速器を用いた5MWの出力を持つ次世代の中性子源であり、概念設計では水銀をターゲット物質としている。ターゲット容器の健全性を確保する上で、出口流路内で水銀の再循環領域の生成を抑止することが重要であるため、ドイツのユーリッヒ研究所で製作されたアクリル製のターゲットモデルを用いて水流動実験を行い、UVP法を用いてターゲット容器内の流れ場を測定した。実験では、ターゲット容器ヘの水の全流入量を0.88L/sに保持しながら、各入口流路の流量比率を2:1:2, 1:1:1, 1:2:1の3通りに変化させた。その結果、どの条件でも再循環領域が生じており、ターゲット容器下部の入口流路の流量比率が増すにつれ、再循環領域が大きくなることが分かった。この結果より、現在のターゲット容器の構造では再循環領域の生成は不可避であると考えられる。
麻生 智一; 石倉 修一*; 寺田 敦彦*; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 日野 竜太郎
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/04
中性子科学研究計画では、5MW陽子ビームとターゲットとの核破砕反応で発生した大強度中性子を実験に応じたエネルギーレベルに減速する高効率の減速材の開発が極めて重要である。特に、超臨界水素を用いる冷減速材容器は、扁平、薄肉構造とし、1.5MPa,20Kの条件に耐え、かつ、水素温度の上昇を3K以内に抑制する必要がある。構造強度解析から容器には112MPaの応力が発生し、流動実験及び解析から水素温度を局所的に上昇させる再循環流の発生が顕著なことを確認した。これらの結果を踏まえて、微小フレーム構造等で強度を確保し、旋回流や吹出し流で再循環流の発生を抑制する冷減速材容器構造を提案した。
坂佐井 馨; 片桐 政樹; 岸本 牧; 藤井 義雄
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 6 Pages, 1999/04
原子炉又は加速器施設における中性子モニタ法としてイメージングプレート(IP)を用いた方法を検討した。中性子IP(NIP)が中性子によって照射されたときに生ずる輝尽性発光(PSL)及び即発発光(PL)を用いた新しい中性子検出方法を考案し、半導体レーザー及び光電子増倍管からなる読みとりシステムを試作した。試作したシステムはPSL及びPLの両方の測定モードで作動することが確認された。したがって、通常はPL測定モードで、そしてPL測定モードでは測定不可能な強い中性子パルスの場合にはPSL測定モードで中性子をモニタすることにより、新しい中性子用広域モニタを構築することが可能となった。
青山 卓史; 鳥丸 忠彦; 野瀬 正一; 吉田 昌宏; 鈴木 惣十
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00
使用済燃料の崩壊熱の予測精度を向上させることは,燃料貯蔵・取扱設備や炉心冷却系の設計の観点から重要である。このため,「常陽」では,オンサイトで非破壊のまま使用済高速炉燃料の崩壊熱を測定する装置を開発し,これを用いて崩壊熱の実測データを蓄積してきた。今回データベース拡充のため,原子炉容器内で冷却することなく燃料を取出し,比較的冷却期間が短く崩壊熱の大きい使用済燃料の測定を行った。現在までに,集合体平均燃焼度約60GWd/tの使用済「常陽」Mk-II燃料集合体について,炉停止後約24
258日における崩壊熱の減衰曲線を詳細に測定し,1.23
0.030.2610.019kWの実測の崩壊熱を得た。崩壊熱計算では,原研シグマ研究委員会で整備された崩壊・核分裂収率データやJENDL-3.2に基づく断面積を用いて測定集合体の照射履歴を模擬した燃焼計算を行い,崩壊熱や核種生成量を評価した結果,炉停止後24258日における崩
小倉 健志*
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00
もんじゅ2次系温度計さやの改良設計とその妥当性を確認するための検証試験を実施した。本報では、特に流力振動挙動を評価するために実施した水流動試験及び数値解析の結果を報告する。試験は実機と同様の直径、肉厚を有する配管系に実寸大の改良温度計試作体を設置し、配管内の流速及び水温をパラメータとして実施した。
岡野 靖; 山口 彰
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00
直接シュミレーションによる数値解析手法を用いた強制対流場におけるナトリウム液滴の燃焼解析コードCOMET(Sodium Droplet Combustion Analysis Methodology using Direct Numerical Simulation in 3-Dimensional Coordinate)の開発を行った。強制対流場の計算に拡張MAC法を用いる点、化学反応種の拡散計算を行う点、液滴と雰囲気大気間での物質およびエネルギー輸送を考慮する点、ナトリウムに関する化学反応計算に圧力平衡定数法を用いる点および気体分子運動論により混合気体の物性値を堆算する点に特長がある。単一の球状ナトリウム液滴が流速一定の一様な流れ場に置かれた場合の燃焼シュミレーションを実施した。液滴直径の時間変化がd2法則と良い一致を示すと共に、燃焼・発熱の状況やナトリウム化合物の生成・消滅・移行挙動に関する知見が得られた。
飯田 将雄
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 402 Pages, 1999/00
粒子法を用いた3次元ナトリウム漏洩燃焼挙動解析コードを用いて、水平ライナ上へのナトリウム微小漏洩を解析した。漏洩率(10kg/hと50kg/h)と漏洩形態(コラム状流下とスプレイ状流下)、ライナ内の熱伝導の考慮・非考慮をパラメータとして解析を行い、それぞれのケースでこれらパラメータがライナ最高温度に与える影響を検討した。解析結果から、一点近似的な従来手法では考慮されていない、漏洩形態やライナ内熱伝導といった3次元的過程が、低漏洩率の場合に最高温度の低下に寄与することが解析的に示された。
近藤 悟; 飛田 吉春; Flad, M.*; Arnecke, G.*; P.Coste*
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00
本論文では、高速炉安全解析コードSIMMER-IIIにおいて開発された多相流多成分系での構成方程式、流動様式モデル及び熱及び質量移行モデルについて概説し、コード検証研究の一環として実施された燃料-冷却材相互作用(FCI)現象を対象とした解析評価の結果について議論する。本研究では、高速炉に特徴的なナトリウム系でのpremixing premixing(QUEOS試験、PREMIX試験・独FZK、FARO-LWR L06試験・伊JRC Ispra)及びpropation(KROTOS 28試験・伊JRC Ispra)挙動にも適用することで、FCI現象を記述する基本モデルの適用性を確認した。
近藤 悟; 飛田 吉春; 神山 健司; 山野 秀将; 藤田 哲史
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00
本論文では,高速炉安全解析コードSIMMER-IIIの多相流多成分流体力学モデルおよび空間依存の核的動特性モデルについて概説し国際協力を活用しつつ行われた本コードの開発が当初予定の仕様で完成したこと,コード開発と並行して進めてきた検証研究が総合検証の段階に至り実機における主要現象に係わる物理モデルの妥当性評価が進展したことを述べる。また,実機炉心損傷事故解析への総合的適用解析により,従来の評価では考慮できなかった緩和機構等のモデル化により安全評価の高度化・合理化に貢献できたことをアピールする。
飛田 吉春; 川田 賢一; 丹羽 元; 野中 信之
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00
FBRの安全研究の一環として大洗において実施してきた炉心損傷事故に関する実験的及び解析的研究の成果を反映して、最新の技術知見と安全評価手法により高速増殖原型炉のULOF事象の安全評価を実施したものである。一連の解析評価の結果から以下の結論を得た。(1)損傷初期の段階は、反応度印加を緩和する自己制御機能により、機械的エネルギーを生じること無く終始し、炉心内燃料の分散配位を維持した状態で遷移過程へ進む。(2)最も確度の高い遷移過程の堆移では、核的活性度を低減する緩和機構のために有意な機械的エネルギーを生ずる再臨界事象の発生は無く、恒久的な未臨界に至る。(3)緩和機構を抑制し、保守的想定を課した場合にのみ機械的なエネルギーを生ずるが、冷却材バウンダリへの機械的負荷は十分小さい。以上のことから最新の知見をもって、従来の評価が十分に保守的なものであると結論される。
井口 幸弘; 素都 益武; 水野 浩一
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00
解析予測システムMARS-FUGENは、軽水炉用に開発されて使用実績を持つAM支援シスイムMARS(MAAP Accidint Response System)にATR特有の機能を組み込み、「ふげん」用に改良したシステムである。本システムはプラント運転中に収集した情報に基づいて、プラント状態を把握すると共に、何らかの異常が発生した場合の事象の同定を行なう。さらに、分析した情報に基づいてその後のプラント挙動を予測することにより、運転員に異常時の対応策を提供することを目的としている。また、本システムは、緊急時の運転員支援だけでなく、通常の教育・訓練にも用いることが出来ると共に、緊急時操作手順(EOP)の整備のための評価用ツールとしても有効である。
西村 元彦
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00
実プラントの様々な状態および部位の熱流動解析を高精度で行うためには、層流および乱流とその遷移を適切に模擬することが重要である。一般に、遷移を含む流れの解析には低レイノルズ数型乱流モデルが適用される。通常の低レイノルズ数型乱流モデルでは、壁からの第一計算格子点を壁の極近傍に取る必要がある。どの程度壁に近づける必要があるかはレイノルズ数に依存し、レイノルズ数が大きいほど壁に近づけなければならない。ナトリウムは水/空気よりもレイノルズ数が大きくなるため相対的にメッシュを細分化する必要があり計算負荷も大きくなる。そこで、従来の低レイノルズ数型乱流モデルに比べて、壁と第一格子点との距離を10倍程度まで大きくして計算できるモデルを開発し炉心槽内多次元熱流動解析コードCASCADEを組み込んだ。具体的には、壁面に接する計算格子点上で、乱流運動エネルギーの消散率eの境界条件をダイレクトシミュレーション(DNS)
望月 弘保
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00
ATRのカランドリアタンク内で圧力管とカランドリア管が同時に破断した場合のカランドリアタンクに対する影響を評価する手法に関する研究結果を報告している。実寸大のジルコニウム圧力管に約7.5MPaの内圧で破損するような長さ3.7mの人工欠陥を設け、外側のカランドリア管は貫通欠陥を設けた上で断熱セメントで傷をカバーした試験体を用いた。試験体を高温・高圧の試験ループに接続して破断させ、その時の圧力挙動及びタンク壁面の歪み挙動を計測した。高温の冷却材が低温の水に噴出して衝動的な圧力を発散させる実験結果を流体/構造連成コードAUTODYNで解析することによって、解析の条件や境界条件の与え方に関して検討し、現象がトレースできることを示した。
望月 弘保
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00
本研究の目的は,ATRのカランドリアタンクのような水が満たされた薄いタンクの中で生じる蒸気爆発等の現象に対して,圧力挙動及びにタンク壁の挙動を評価する手法を開発することである。この目的のために,原子炉のタンクの約1/6スケールのタンクにカランドリア管群を設け,タンクの中央で火薬を爆発させて圧力と歪みの挙動を計測した。この結果,タンク及びカランドリア管が塑性変形することで圧力を吸収し,タンクは破損しないことが明らかになった。この結果を流体/構造連成コードであるAUTODYNで解析することによって,圧力と歪みの挙動をトレースすることができた。
呉田 昌俊; 秋本 肇
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 8 Pages, 1999/00
大強度中性子源用核破砕固体ターゲットの冷却流路等高熱負荷機器の熱工学設計と関連して、片面加熱矩形流路内垂直上昇流の限界熱流束計測実験を実施し、システムパラメータの限界熱流束への影響を調べた。現在までに報告されている高熱負荷限界熱流束研究の多くが円管流路で得られた実験結果を基礎としており、高熱負荷機器の多くで採用される狭間隙短加熱長矩形流路内限界熱流束の予測法は実験データの少なさもあり確立されていなかった。そこで、本研究では矩形流路内限界熱流束研究の第1ステップとして実験結果と従来の予測法による計算値の比較を試み、従来の予測法の矩形流路への適用の可能性を検討した。検討の結果、数土モデル、Griffel相関式、Bernath相関式が、短加熱長・低入口水温条件下で得られた実験結果と良く一致する傾向があることがわかった。
井岡 郁夫; 二川 正敏; 涌井 隆*
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 9 Pages, 1999/00
強力中性子源のターゲット材料として考えられている液体水銀用容器は、厳しい照射損傷を受ける。この環境を模擬するため、高崎研のトリプルイオンビーム装置を用いた。イオン照射による損傷領域は試料の表面近傍なので、ナノインデンテーション法と有限要素法を組合せた損傷領域の特性評価を試みた。イオン照射は、オーステナイトステンレス鋼に対して、200
Cでシングル(Ni)及びデュアル(Ni,He)で行った。ナノインデンテーション法では、負荷時及び除荷時のイオン照射面からの圧子の押込深さと荷重(L-D曲線)を連続的に測定した。有限要素法により得られるL-D曲線が実験結果と一致するように損傷領域の構成方程式を決定した。得られた構成方程式を用いて中性子照射材(200C、18dpa)の応力-伸び曲線を有限要素法で求め、実験結果と比較し、良好な一致を得た。
杉山 智之; 更田 豊志; 石島 清見
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
本報告では、NSRR照射済燃料実験JMH-5及びTK-2の結果に基づき、反応度事故条件下における高燃焼度燃料破損時の機械的エネルギー発生について論ずる。HBO-1実験に代表されるPCMI破損例では、被覆管縦割れ及び燃料微粒子化が生じ、冷却材中で衝撃圧力が発生した。しかし、機械的エネルギーの発生については未確認であったため、新たに水塊速度計を備えた照射済燃料実験を実施した。その結果、JMH-5及びTK-2実験においてPCMI破損時の機械的エネルギー発生を観測した。その発生要因として、被覆管からの高温・高圧ガス噴出、及び燃料微粒子/冷却材の接触による蒸気発生を検討したが、過渡記録及び燃料照射後試験結果から、後者がより支配的であるとの結論に達した。また、燃料溶融なしでも燃料/冷却材の接触で機械的エネルギーが発生し得ることを、粒子状の未照射燃料を用いた実験により確認した。
武田 哲明; 岩月 仁*; 稲垣 嘉之; 小川 益郎
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
本研究は高温工学試験研究炉(HTTR)の水蒸気改質水素製造システムにおけるトリチウム・水素透過過程を調べるため、中間熱交換器伝熱管やその熱利用系として接続する水蒸気改質器触媒管として採用されるハステロイXR等の高温耐熱合金の水素及び重水素透過係数を取得するとともに、水素同位体透過量の低減が期待される水素同位体対向拡散による低減効果、酸化膜やコーディング等による低減効果等の定量評価を行うことを目的としている。本論文では、水素透過試験装置の概略と得られたハステロイXRの水素透過係数について報告した。試験の結果、ハステロイXRに対する水素透過係数の活性化エネルギーと頻度因子は、温度600C~850C、水素分圧差100Pa~4
10
Paにおいて、活性化エネルギー:E
=67.201.2kJ/mol,頻度因子:F=(9.972.15)10
であった。また800Cで約140時間加熱後の水素透過係数は、活性化エネルギー:E=70.202.0kJ/mol,頻度因子:F=(4.740.4)10であり、活性化エネルギーは大きくなるが、水素透過係数は約1/2であった。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
核融合炉真空容器内冷却材侵入事象(ICE)及び真空境界破断事象(LOVA)下における熱流動特性を把握し、核融合実験炉建設のための安全性データベースに資するために、より実機形状に近い条件下の試験を目的としたICE/LOVA統合試験装置を計画している。本報告は、ICE/LOVA統合試験装置を設計するに当たって実施した予備解析の結果の一部をまとめたものである。解析にはTRAC-PF1コードを使い、ICE事象下における統合試験装置内の圧力上昇特性を数値的に予測した。本研究の結果、(1)圧力上昇は水注入ノズルの径や個数に依存する、(2)圧力上昇は真空容器の容積及び表面温度に依存する、(3)圧力上昇はダイバータ部に設けられた間隙のサイズに依存する、(4)圧力上昇は水侵入中はフラッシング蒸発、水侵入終了後は沸騰熱伝達に依存する、ことが定量的に明らかになった。ICE/LOVA統合試験装置は平成11年9月中に完成する予定であり、本装置による一連の試験はITER EDA延長期間中のタスクとして実施される。
笹島 栄夫; 更田 豊志; 石島 清見; 菊池 圭一*; 安部 智之*
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
高燃焼度UO
燃料を用いたNSRR実験で、破損しきい値の低下が明らかにされたことから、MOX燃料についても、これらのことを確認する必要がある。我が国では、軽水炉でMOX燃料を燃やすプルサーマル計画や、MOX燃料の高燃焼度化計画が進められている。MOX燃料の軽水炉での利用に関しては、UO燃料と両立することが重要であり、核的及び熱水力的な特性がUO燃料と同等となるよう燃料を設計する必要がある。この計画を円滑に進めるためには、通常運転時及び過渡時の燃焼の進んだ燃料のふるまいを把握することが重要である。これに合わせて、NSRRでは平成7年度から照射済MOX燃料を用いたパルス照射実験を実施している。パルス照射実験に供する試験燃料は、新型転換炉(ATR)原型炉「ふげん」において燃焼度約20GWd/tまでベース照射したMOX燃料をNSRR実験用に短尺化したものを用いている。本報告では、これまでに行われた4回の実験について、破損しきい値、FPガス放出等の反応度事故時の燃料挙動を報告する。