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相澤 康介; 檜山 智之; 西村 正弘; 栗原 成計; 石田 勝二*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.20-00547_1 - 20-00547_11, 2021/08
商用化を目指したナトリウム冷却高速炉では高燃焼度の炉心設計を指向している。ナトリウム冷却炉では燃料ピン間にワイヤスペーサを設けており、このスペーサの機能は冷却材流路の確保及びサブチャンネル間の混合促進である。高燃焼度化の燃料集合体では、熱伸びに起因する燃料ピンの変形により局所的な流量減少及びこれに起因する除熱能力の低下が懸念される。このため、ワイヤスペーサ型ピンバンドル内の流速場を理解することは重要となる。本研究では、層流域から乱流域まで条件下におけるワイヤスペーサ型ピンバンドル内の流速場を把握するため、3ピンバンドル体系試験装置を用いた試験を実施した。試験結果より、ワイヤから離れた位置において、Re数低下に伴い無次元化速度は増大することが明らかになった。また、ワイヤスペーサを外した体系での試験も実施し、層流域においてワイヤによる混合が生じていることを確認した。本研究の試験結果は、ピンバンドル内の流動場を理解するためだけでなく、コード検証にも資する。
岡島 智史
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.21-00080_1 - 21-00080_15, 2021/08
一次応力が存在しない場合であっても、長距離にわたる温度分布の移動によって熱ラチェットが発生することが報告されている。温度分布移動距離が過大でない場合には、このメカニズムによる塑性ひずみの累積は最終的に飽和に至る。このような飽和時点での累積塑性ひずみ分布と残留応力分布との間に、強い相関があることから、弾性シェイクダウン挙動に必要とされる残留応力分布をもとに、塑性ひずみの飽和分布を予測することを狙っている。本論文では、古典的なシェル理論に基づき、所定の領域に一様な周膜応力をもたらす塑性ひずみ分布を定式化した。定式化結果は、弾完全塑性材料を用いた有限要素解析の結果と比較することにより検証した。
菊地 晋; 中村 勤也*; 山野 秀将
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.20-00542_1 - 20-00542_13, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉の仮想的過酷事故条件では、炭化ホウ素(B
C)とステンレス鋼(SS)との共晶反応が発生する恐れがある。当該共晶反応の速度論的挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故の評価における重要現象の一つである。本研究では、BC-SS共晶反応の速度論的特徴を明らかにするための第一段階として、既往のアプローチとは異なる、BCとSSの試薬を用いたTG-DTA測定を実施した。その結果、昇温速度の増加に伴い当該共晶反応の温度が1483Kから1534Kにシフトする速度論的な特徴が出現し、Kissinger法により活性化エネルギーと前指数因子を算出した。ここで求めた高温域における速度論パラメータは既往知見と概ね一致することが分かった。
高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.20-00540_1 - 20-00540_11, 2021/08
炉心損傷事故時には、制御棒材である炭化ホウ素と構造材であるステンレス鋼が共晶反応を起こし、ステンレス鋼の融点より低い温度で溶融(液化)すると考えられる。こうして生成された制御棒溶解材は流動性があるため、崩壊炉心内を広範に移行し、崩壊炉心物質に混ざり込むことで、崩壊炉心物質の反応度抑制に顕著な効果をもたらすと考えられる。しかしながら、このような制御棒溶解材の共晶溶融反応やその移行挙動については、これまでの重大事故解析では何ら考慮されていない。本研究では、シビアアクシデント解析コードの高度化に資するため、炭化ほう素溶解量の異なる制御棒溶解材について固相物性測定を実施し、温度(及び炭化ホウ素濃度)依存性を示す物性評価式として整備した結果について報告する。
瀬川 智臣; 川口 浩一; 石井 克典; 鈴木 政浩; 立原 丈二; 高藤 清人; 沖田 高敏; 佐藤根 大士*; 鈴木 道隆*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(3), p.21-00022_1 - 21-00022_9, 2021/06
MOX燃料製造工程におけるグローブボックス内の核燃料物質の滞留並びに外部被ばく線量の低減を目的として、グローブボックス構成材のアクリルへのナノ粒子コーティングによる粉末付着防止に係る技術開発を進めている。AFM測定により、ナノ粒子コーティングを施したアクリル試験片表面の二乗平均平方根粗さは、非コーティング面に比べて高い値を有することを確認した。ナノ粒子コーティングにより、表面にナノオーダーの微細な凹凸が形成され、アクリル試験片と観察された最小粒子径約5
mのUO
粒子との間に働く付着力が約10分の1に低下し、さらにMOX粉末の付着量が約10分の1に低減することが明らかになった。本研究によりグローブボックス構成材に対し、ナノ粒子コーティングを施すことにより、核燃料物質の付着防止効果が得られることがわかった。本手法は、グローブボックスにおける核燃料物質の滞留並びに外部被ばく線量の低減、アクリルパネルの視認性の改善に有効である。
Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(1), p.20-00331_1 - 20-00331_16, 2021/02
飛翔体衝突に伴う原子力施設建屋の外壁を対象とした鉄筋コンクリート(RC)板の局部損傷については、その損傷モードに応じて多くの評価式が提案されている。しかしながら、それらの評価式は板構造への垂直衝突を対象としたものが主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。これまでに、既往実験結果との比較により解析手法の妥当性を確認するとともに、妥当性が確認された解析手法を用いて、先端形状が平坦型の飛翔体の衝突を受けるRC板の局部損傷評価について衝突角度に着目して検討してきた。本研究では、飛翔体の先端形状の違いがRC板の貫通損傷に与える影響を評価することを目的とし、同解析手法を用いて先端形状が半球型の飛翔体によるRC板を対象とした斜め衝突解析を実施した。本論文では、飛翔体の先端形状の違いによるRC板の貫通損傷への影響評価について得られた知見を述べる。
Rizaal, M.; 斉藤 拓巳*; 岡本 孝司*; Erkan, N.*; 中島 邦久; 逢坂 正彦
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00563_1 - 19-00563_10, 2020/06
福島第一原子力発電所2号機において、一次冷却系の断熱材に使用されているケイ酸カルシウムへのセシウム(Cs)の吸着がペデスタル領域の高線量に影響している可能性が指摘されている。本研究では、高温でのCs吸着挙動評価の前段階として、室温でCsをケイ酸カルシウムに吸着させる試験を行った。吸着速度の解析の結果、基本的な吸着機構は化学吸着であることが示唆された。また、等温における吸着量のCs濃度依存性の評価により、単分子層の形成の後に多分子層が形成することが示唆された。
佐藤 博之; 大橋 弘史
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00332_1 - 19-00332_11, 2020/06
高温ガス炉コジェネレーションプラントの水素製造施設における有毒ガス漏えい事故に対する確率論的リスク評価手法開発を目的として、コジェネレーション高温ガス炉における有毒ガス漏えい事故時における制御室居住性評価に係る不確かさ評価手法を構築した。また、本開発手法を、HTTRに接続した熱化学法ISプロセスによる水素製造施設に適用した。検討の結果、開発手法により、不確かさの特性把握や定量化が可能であることを明らかにした。また、表面粗度に係る不確かさが制御室の有毒ガス濃度のばらつきに与える影響が大きいことを明らかにした。
鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00450_1 - 19-00450_17, 2020/06
本研究では使用済み燃料プール(SFP)における重大事故解析のため、SAMPSONコードの改良を行った。空気中酸化モデルとして、ジルカロイ4(ANLモデル)とジルカロイ2(JAEAモデル)の酸化試験データに基づく、それぞれの酸化モデルをSAMPSONコードに導入した。改良コードの有効性確認のため、米国サンディア国立研究所がこれまでに実施した、BWR燃料集合体の実規模モデルを用いての空気中酸化試験の解析を行った。その結果、Zrの空気中酸化に基づく急激な温度上昇を良い精度で再現できた。またSFP事故解析をSFPの初期水位がゼロの場合、燃料有効長の最下端位置の場合、中間位置の場合、の3ケースについて実施した。その結果、SFPの冷却水が完全に失われ、燃料集合体中の空気の自然循環が起きる場合にのみ、事故時初期の急激な温度上昇が起きることが示された。
Pshenichnikov, A.; 永江 勇二; 倉田 正輝
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00503_1 - 19-00503_10, 2020/06
High-temperature control blade degradation tests simulating a beginning phase of a severe accident in BWRs has been comprehensively performed in Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In the latest test, a mock-up of BWR bundle material has been investigated under postulated Fukushima Dai-Ichi (1F) Unit 2 accident conditions in a complex heating transient scenario including a phase of lack of available steam. The progress in control blade degradation was monitored with help of an in situ video and the detailed analysis of the solidified metallic melt, so-called metallic debris, was carried out by conventional SEM and XRD methods. These results indicated that the composition of the metallic debris at different elevations has been significantly changed due to the redistribution and relocation of steel elements under the influence of B and C, sometimes accompanied by a formation of high-melting-point layers. The results of this paper significantly contribute to the physical understanding of control blade degradation phenomenology during beginning phase of a core degradation for a special case of steam-starved conditions at 1F Unit 2.
石田 真也; 川田 賢一; 深野 義隆
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00523_1 - 19-00523_17, 2020/06
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)の起因過程を評価する安全解析コードSAS4Aの客観的な検証の十分性を示すためにSAS4Aの検証にPIRT(Phenomena Identification and Ranking Table)手法を導入した。当該手法に基づいて、課題と検証の目的の明確化、対象施設とシナリオの選定、FOMと重要現象の選定を行い、解析モデルと試験の検討結果を併せて検証マトリクスを作成した。作成した検証マトリクスと試験解析の結果によって、起因過程評価に必要な解析モデルが不足なく検証されていることを示した。加えて、今回の検証マトリクスは各物理現象の関連性も含んだ総合的な検証となっているため、この検証マトリクスを用いた検証は高い信頼性を有する検証であると言える。すなわち、本研究によって、SAS4Aコードの信頼性を大きく向上させることができた。
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一; 松村 太伊知; 坂本 雅洋
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00543_1 - 19-00543_8, 2020/06
Prediction of the fuel debris location and distribution inside the primary containment vessel (PCV) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is important to decide further decommissioning step and strategy. The radiation measurements in the past internal investigations have not yet provided enough information to predict fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurement efforts, we simulate the detector response inside the PCV. The calculation result could provide a base on deciding suitable detector systems to assist the efforts on searching, localizing and defining distributions of the fuel debris.
三輪 周平; 中島 邦久; 宮原 直哉; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; 井元 純平; Afiqa, B. M.; et al.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00537_1 - 19-00537_11, 2020/06
軽水炉シビアアクシデントのための核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEを構築した。現状のECUMEには、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のための化学反応とその速度定数のデータセット、炉内構造材であるステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、これらの化学反応で重要となるCsBO、CsSiO
及びCsFeSiOの熱力学データが収納されている。これらのECUMEを用いることにより、特に福島第一原子力発電所事故におけるCs分布で重要となるBWR制御材Bやステンレス鋼の化学的な影響を実態に即した条件により評価でき、炉内のCs分布の予測が可能となる。
中島 邦久; 西岡 俊一郎*; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00564_1 - 19-00564_14, 2020/06
軽水炉シビアアクシデント時、ステンレス鋼(SS304)に化学吸着したセシウム量を推定するために、セシウム化学吸着モデルが構築されている。しかし、既存の化学吸着モデルは、実験結果をうまく再現することができていない。そのため、本研究では、化学反応を伴う気液系の物質移動理論(浸透説)や気相固相界面における水酸化セシウム(CsOH)の分解反応に対する質量作用の法則を組合せることで、SS304中のケイ素濃度や気相中の水酸化セシウム濃度の影響を考慮したモデルを構築した。その結果、既存モデルを用いた場合よりも、本研究で得られた修正モデルの方が、実験データをより正確に再現できることが分かった。
真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li Y.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00567_1 - 19-00567_11, 2020/06
非破壊試験(NDE)は、配管等の原子炉機器の構造健全性を確保するうえで、重要な役割を果たしている。国内の原子力発電所では、日本機械学会発電用原子力設備規格維持規格等の規則に従って、非破壊試験が配管系の溶接部に対して実施される。応力腐食割れ(SCC)が想定されない溶接部の場合、10年の検査間隔でNDEが実施され、各検査間隔における試験程度が規格等において定められている。各検査間隔でNDEを実施する溶接部を選択するためのサンプリング方式としては、一般的に2種類が挙げられる。1つ目の方式は、定点サンプリング方式であり、NDEが実施される溶接部は前の検査間隔で試験が実施された溶接部と同一である。2つ目の方式は、ランダムサンプリング方式であり、NDEが実施される溶接部は、前の検査間隔で試験が実施されなかった溶接部から選択される。これらのサンプリング方式の選択は、配管系の構造健全性を確保する上で重要と考えられる。合理的な構造健全性評価手法の1つである確率論的破壊力学(PFM)解析は、SCCや疲労等の経年劣化事象、並びにNDEを通じた溶接部における亀裂の検出及び溶接部の補修・取替を考慮して、溶接部の破損確率を定量的に計算できる。本研究では、サンプリング方式の違いが配管系の構造健全性に及ぼす影響を明らかにするため、典型的な原子力配管系を対象に、PFM解析により2つのサンプリング方式によるNDEを考慮して破損確率を評価した。その結果、非破壊試験のサンプリング方式の違いが配管系の破損確率に及ぼす影響を定量的に確認した。
高田 昌二; Ngarayana, I. W.*; 中津留 幸裕*; 寺田 敦彦; 村上 健太*; 沢 和弘*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00536_1 - 19-00536_12, 2020/06
高温工学試験研究炉(HTTR)を使った炉心冷却喪失試験では、財産保護上の観点から、炉容器冷却設備(VCS)において自然対流により加熱される構造物の温度分布の評価精度向上を課題としている。伝熱流動数値解析コードFLUENTをHTTRのVCSに適用するために、予測精度を維持しつつ計算資源を節約できる合理的な2次元モデルの構築を始めた。本評価モデルの検証のため、HTTR用VCSの1/6スケールモデルによる構造物の温度に関する試験結果を使用し、解析による計算結果と比較した。本試験データは、圧力容器の温度を200
C前後に設定することで、全除熱量における自然対流伝熱の割合を20%前後と有意なレベルの伝熱現象として測定したものである。自然対流による上昇流の影響で高温となる圧力容器上部の伝熱流動特性の評価精度向上のためには、実形状の模擬および自然対流に適した乱流モデルの選定が重要となる。乱流モデルとして、剥離,再付着及び遷移流れを考慮できる
-
-SSTモデルを選定し、従来の-
モデルでは再現されなかった圧力容器の温度分布の試験結果とよく一致していることを確認した。この結果、圧力容器上部にホットスポットがなく、模擬炉心により加熱された高温のヘリウムガスが乱流によりよく混合され圧力容器上部を均一に加熱する様子を適切に評価した。
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00573_1 - 19-00573_14, 2020/06
Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered a promising methodology in assessing the integrity of structural components in nuclear power plants because it can rationally represent the influence parameters in their probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which enables the probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Several efforts have been made to verify PASCAL4 to ensure that this code can provide reliable analysis results. In particular, a Japanese working group, which consists of different participants from the industry and from universities and institutes, has been established to conduct the verification studies. This paper summarizes verification activities of the working group in the past two years. Based on those verification activities, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs have been confirmed with great confidence.
Kang, Z.; 西田 明美; 奥田 幸彦; 坪田 張二; Li, Y.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00566_1 - 19-00566_20, 2020/06
飛翔体の衝突に伴う構造物の局部破壊については、構造物に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、実験結果および解析結果に基づき飛翔体の斜め衝突に対する評価式を提案することを最終目的とする。これまでに、実験結果との比較により解析手法の妥当性を確認するとともに、妥当性が確認された解析手法を用いて、先端形状が円筒型の剛・柔飛翔体の衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)版の局部損傷評価について検討してきた。本稿では同様の解析手法を用いて、先端形状が半球型・円筒型の剛・柔飛翔体の斜め衝突によるRC版の局部損傷評価結果を分析し、飛翔体の先端形状の違いによるRC版の局部損傷への影響評価について得られた知見を報告する。
島田 亜佐子; 根本 宏美*; 澤口 拓磨; 武田 聖司
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00569_1 - 19-00569_17, 2020/06
福島県内で発生した除去土壌の再生資材を埋戻材として土地造成に再利用した場合の作業者や周辺居住者,土地造成地の利用者の被ばく線量を評価した。土地造成地は、草本または木本が植栽された後、スポーツや森林浴などに利用されることを想定した。木本植栽の場合は、埋戻材から樹木に放射性セシウムが移行することを想定し、埋戻材に加え、放射性セシウムを取り込んだ立木や伐採木、リターフォールにより生成する堆積有機物層からの外部被ばく等について評価を行った。その結果から、年間の被ばく線量が1mSvを超えないための
Csと
Cs濃度レベルを算出した。加えて、供用期間中の一般公衆の被ばく線量が年間10Svを超えないために必要な覆土の厚さも算出した。さらに、算出された放射能濃度レベルの埋戻材の利用時に、津波や火災、集中豪雨が起こった場合の作業者や一般公衆の被ばく線量が年間1mSvを超えないことを確認した。これらの評価結果に基づき、土地造成に再利用可能な除去土壌の再生資材の放射能濃度を求めた。
山口 義仁; 勝山 仁哉; 加治 芳行; 逢坂 正彦; Li, Y.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00560_1 - 19-00560_12, 2020/06
福島第一原子力発電所の事故の後、原子力機構では、廃止措置等に資するため、圧力容器下部ヘッドの貫通部、スタブ管、溶接部等を含む詳細な3次元有限要素解析モデルを用いてクリープ損傷メカニズムに基づき破損時間や場所を予測する手法の開発を進めている。また、その解析に必要な、既存のデータベースや文献にない融点近傍の高温域における引張特性やクリープ特性の取得も進めている。本研究では、圧力容器下部ヘッドを構成する低合金鋼,ニッケル合金及びオーステナイト系ステンレス鋼に対する単軸引張及びクリープ試験を実施し、既存の材料特性データベースを拡張した。特に、高温かつ長時間のクリープ特性データを非接触型伸び測定機能を有する引張試験機を用いて取得した。また、拡張されたデータベースに基づき、クリープ構成則のパラメータを求め、重大事故時における破損評価の精度向上を図った。
