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中平 昌隆; 武田 信和; 羽田 一彦; 多田 栄介; 宮 健三*; 朝田 泰英*
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/04
国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、トリチウム及び放射化ダストの障壁を形成する主要機器である。超高真空を実現するため機能上の要求が大変厳しく、規格を考えるうえではむしろ機能要求が安全要求よりも影響が大きい。ITER真空容器の規格上の特殊性は、複雑な構造と電磁力である。形状はトーラス形状でリブ付二重壁構造であり、トーラスの断面はD型である。電磁力は一様でないため、構造も荷重も軸対称を前提とした従来の規格をそのまま適用するのは困難である。また、二重壁構造のためリブと外壁のT継手,現地溶接継手は片側からしかアクセスできない。リブと外壁のT継手は部分溶け込みの特殊な溶接となる。これらの特殊事情により、新しい規格の開発を開始した。R&D計画では特殊な継手の継手効率及び疲労強度減少係数の取得,片側からの超音波検査の適用性試験,すきま腐食感受性試験,検査フリー溶接の適用性等の試験検討を実施していく予定である。本論文では、ITER真空容器の規格上の特殊性,新規格の概念と新規格を適用するうえでのR&Dの成果と計画について述べる。
石川 淳; 村松 健; 坂本 亨*
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00
原研では、Mark-II型格納容器を持つBWRを想定したモデルプラントを対象として、公衆のリスクを評価するレベル3PSAを実施している。その一環として、総合的シビアアクシデント解析コードTHALES-2を用いて、広範な事故シナリオを網羅したソースターム評価を行った。ここでは、ソースタームは、炉心損傷事故シーケンスだけでなく格納容器の破損モードにも依存すると考え、水蒸気爆発のようなエナジェティックイベント,格納容器イベントや格納容器スプレイの作動等の破損モードや格納容器の破損位置の相違を考慮した計10種類の事故シナリオを想定した。そして5つの代表的な炉心損傷事故シーケンスの各々に対して、想定した事故シナリオのソースターム評価を実施した。この解析から、ソースタームは、事故シーケンスや格納容器の破損位置の相違よりも、過圧破損,水蒸気爆発またはドライウェルスプレイ作動による事故終息といった破損モードの相違に強く依存することなどが明らかになった。ただし、格納容器での長期崩壊熱除去失敗のシーケンスのように格納容器破損先行型の事故シーケンスでは、ソースタームはほかと大きく異なり、格納容器破損場所への依存性も大きい。
中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 奥野 清; 羽田 一彦; 多田 栄介
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00
日本原子力研究所は、米国機械学会(ASME)の原子力圧力容器コードであるASMEセクションIIIのデビジョン4のコード・ケースとして、ITERの構造設計基準を作成する作業をASMEと共同で開始した。この基準は、ITERの各コンポーネントごとに特別に開発された技術,材料等を反映したこれまでにないコードとなる予定である。このうち、超伝導マグネットに関する基準では、原研が開発した極低温でも十分な靱性を有する新しいオ-ステナイト系ステンレス鋼(JJ1,JK2)を使用し、4Kの許容応力を耐力の2/3の値のみによって決定することなどを提案し、基準化を進める予定である。本論文では、このような新構造材料及び超伝導マグネットの運転上の特徴を考慮した設計手法の妥当性について述べる。
近藤 昌也; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 最首 貞典*; 小幡 宏幸*; 島田 ルミ*; 川村 慎一*
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/00
横型熱交換器を用いた静的格納容器冷却系(PCCS)が検討されている。横型熱交換器の伝熱特性評価のため、水平単一U字伝熱管を用いた実験を行った。実験の結果、伝熱管入口端付近の環状流の局所熱伝達率を既存のモデルが過小評価する傾向があることがわかった。また、同時に行った可視化実験(伝熱管の一部区間に可視窓を取り付け、高速度ビデオを用いて行った)から、環状流の液膜表面に多数の巻波が存在することを確認した。そこで、巻波が液膜を撹拌、伝熱を促進するとの仮定の下に、局所熱伝達率を巻波の時間あたりの通過頻度に対して整理したところ、両者の間には強い相関関係があることを見出し、仮定を裏付けた。さらに、この相関関係を基に、液膜の通過頻度を考慮した、水平管内環状流凝縮熱伝達率を与えるモデルを提案した。
小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 秋本 肇
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00
核融合炉真空容器内に冷却材が侵入した場合を想定し、真空容器内で起こる熱流動現象を数値的に調べた。著者らはすでに、軽水炉の安全性評価解析コードTRACを核融合炉条件に対して利用できるように改良している。この改良TRACコードを使って、核融合炉の構成要素を縮小簡略モデルで模擬した体系で冷却材侵入時の水-蒸気系二相流挙動に関する3次元詳細解析を行った。本研究の結果、真空容器,サプレッションタンク,ドレンタンク,リリーフ配管,ドレン配管等から構成される圧力抑制システム内での蒸気と水の分離流挙動が視覚的に明らかになり、現状の圧力抑制システム設計の考え方は十分妥当であることがわかった。また、リリーフ配管の断面積,冷却材温度,真空容器温度,侵入時間等をパラメータとした一連の解析結果はモデル試験結果を高い精度で模擬できることを示した。
新井 健司*; 栗田 智久*; 中丸 幹英*; 藤木 保伸*; 中村 秀夫; 近藤 昌也; 小幡 宏幸*; 島田 ルミ*; 山口 献*
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/00
次世代型BWR格納容器の過圧破損を防ぐ静的格納容器冷却系(PCCS)横型熱交換器の総合性能の確認を目的として、13年度から大型モデル試験を行っている。この大型モデル試験の開始に先立ち、TRACコードの3次元炉心モジュールに改造を施した多次元二相流コードを用いてPCCS熱交換器2次側のボイド率分布及び1次側の熱交換器伝熱管間の流量配分を求めた。この結果、除熱性能と圧力損失の双方で要求性能を満たすこと、膜沸騰が生じないこと、上部管束と下部管束との間からかなりの2次側冷却水の流入があること,除熱管間の流量配分が各管の除熱量に依存することなどを予測した。