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山野 憲洋; 森山 清史; 丸山 結; H.Park*; Y.Yang*; 杉本 純
Nucl. Eng. Des., 189(1-3), p.205 - 221, 1999/00
被引用回数：6 パーセンタイル：40.13(Nuclear Science & Technology)原研のALPHA計画において、溶融物ジェットの分散及び細粒化について調べるための実験(MJB実験)を行った。最初の2回の実験で鉛-ビスマス共晶合金の溶融物ジェットを飽和温度の深い水プールに落下させ、水蒸気発生率を計測して高速度カメラによる観測と比較検討した。また、ジェットの分散長とデブリの粒径分布を調べた。さらに、ALPHA計画では水蒸気爆発過程のシミュレーションのために数値解析コードJASMINEを開発している。コードに組み込んだ溶融物のジェット及び粒子の分散モデルの有効性を調べるため、MJB実験及びイタリアで行われたFARO実験の解析を行った。
渡辺 正; 海老原 健一
Nucl. Eng. Des., 188(1), p.111 - 121, 1999/00
被引用回数：6 パーセンタイル：45.06(Nuclear Science & Technology)二相流の界面積濃度の変化を数値的に評価するために、粒子法のひとつである格子ガス法により二次元の典型的な流れ場における相分離及び混合のシミュレーションを行った。二種類の粒子を用いるimmiscible格子ガス法により二相を表現し、均一に混合した状態を初期値とするクェット流れ、層状に分離した状態を初期値とするキャビティー流れを計算し、界面積濃度の変化を調べた。同一の粒子で占められた格子領域を相内部、それ以外を相間と定義し相間領域の割合を界面積濃度とした。いずれの流れ場においても系の代表速度である壁面のすべり速度により界面積濃度が増加し、また定常状態においては壁速度と界面積濃度が相関づけられることが明らかとなった。これにより数値的な相関式の可能性が示された。
数土 幸夫; 神永 雅紀
Nucl. Eng. Des., 187, p.215 - 227, 1999/00
被引用回数：8 パーセンタイル：52.99(Nuclear Science & Technology)本研究では、流路内強制対流下の限界熱流束(CHF)についてCHFに影響を及ぼす基本的なパラメータを明らかにしながらCHFの発生メカニズムを調べるために定量的な解析を実施した。対象とした流動条件は、加熱流路出口で高サブクールとなるような高質量流束のものである。解析で採用した流動モデルは、蒸気ブランケットのマクロ液膜に対する相対速度がホルムヘルツの臨界波長に基づく界面の不安定状態に達した時にCHFが発生するというものである。本モデルの特徴は、CHFの判断基準を新たに加熱壁面上のマクロ液膜の過渡領域モデルに適用したことにある。このモデルに基づき、CHFに影響を及ぼす基本的パラメータである質量流束、入口サブクール度、流路形状、圧力等を考慮したCHFを与える解析的相関式を提案した。その結果、提案した相関式は既存の円管や矩形流路のCHF実験結果を的確に精度良く予測できることが明らかとなった。
仙田 郁夫*; 荘司 昭朗; 常松 俊秀; 松川 誠; 牛草 健吉
Nucl. Eng. Des., 45(1), p.15 - 29, 1999/00
トカマク実験装置JT-60Uにおける、プラズマ立ち上げ及びディスラプションの実験結果を、TSPS(Toroidally Symmetric Plasma Simulation)コードとEDDYCALコードを用いて数値シミュレーション解析を行った。その結果、実験結果とよく一致するプラズマの時間発展を数値解析により得られることを示した。真空容器に誘起される渦電流のトロイダル成分の実験と数値解析の比較では、最大30%程度のちがいが生じた。プラズマ立ち上げの解析を検討した結果、プラズマの位置安定性がプラズマ成長の位置を決める主たる要因であることを示した。ディスラプションの解析においては、逃走電子が発生した時でも、逃走電子の情報があれば、プラズマの時間発展の数値解析が可能であることを示した。また、逃走電子の発生機構について検討を行った。
三島 嘉一郎*; 日引 俊*; 斉藤 泰司*; 杉本 純; 森山 清史
Nucl. Eng. Des., 189(1-3), p.391 - 403, 1999/00
被引用回数：13 パーセンタイル：68.00(Nuclear Science & Technology)水蒸気爆発の粗混合過程における溶融物液滴の水中での挙動を調べるため、物質による中性子の減衰特性を利用した中性子ラジオグラフィを用いた可視化を行った。このために高感度かつ高速度の中性子ラジオグラフィ装置を開発した。実験体系は金属を650
Cまで加熱して溶融する炉と高さ40cm、幅20cmのアルミニウム製の矩形重水プールから成り、ウッドメタルを溶融して連続したジェットまたは液滴として重水中に落下させて、溶融金属の分散及び混相流挙動を可視化した。得られた画像から、水、蒸気または空気泡、溶融金属のジェットまたは液滴、雲状の金属細粒を区別できることがわかった。また、実験後デブリを回収し、粒径分布と形状を調べて混合挙動との関係を検討した。
丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; Y.Yang*; 杉本 純
Nucl. Eng. Des., 187(2), p.241 - 254, 1999/00
被引用回数：20 パーセンタイル：79.37(Nuclear Science & Technology)事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施した。シビアアクシデント時に形成される溶融炉心を模擬したアルミナ溶融物を、冷却水を張った下部ヘッド実験容器に投下した。実験後観察及び超音波を用いた計測から、固化したアルミナの表面近傍に薄い多孔質層が形成されたこと、固化アルミナと下部ヘッド実験容器壁との境界にギャップが存在することがわかった。実験中に観測された下部ヘッド実験容器壁の温度履歴から、初期には多孔質層及びギャップが熱抵抗層として作用し、下部ヘッド実験容器壁の温度上昇を抑制するとともに、後に冷却水がギャップ内に浸入し実験容器を効果的に冷却したと推定した。
竹田 武司; 國富 一彦; 大久保 実; 斉藤 利二*
Nucl. Eng. Des., 185(2-3), p.229 - 240, 1998/00
被引用回数：13 パーセンタイル：70.42(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の補助冷却設備に新たに考察した設計の妥当性を確認するため、モデル試験を行った。まず、HTTRの補助冷却器(AHX)の出口側水室の滞留空気を抜くため、ポンプを用いた強制水循環により生じる、AHX出口側水室内の曲がり管両端の差圧を利用して空気を抜くことを提案した。流れ試験の結果、ポンプの最大容量分水を循環させることにより、曲がり管を介して空気を抜くことが可能であることを確認した。つぎに、HTTRの補助冷却設備二重管(ACHGD)のライナ摺動部の使用温度950Cにおける焼付きおよび過度の摩擦を防止するため、ニッケル基超合金であるハステロイXRから成るACHGDライナ摺動部の表面に熱化学蒸着法を用いて窒化チタン(TiN)をコーティングすることを提案した。焼付き及び摩耗試験の結果、ハステロイXR表面のTiNのコーティング厚3
mは、十分な厚さであることを確認した。
中村 秀夫; 近藤 昌也; 久木田 豊*
Nucl. Eng. Des., 184(2-3), p.339 - 348, 1998/00
被引用回数：9 パーセンタイル：59.88(Nuclear Science & Technology)超音速流速分布計測器は、トランスデューサから超音波パルスを連続的に発振し、液相と共に流動する反射体からの反射波とのドプラー信号を用い、液相の流速分布を計測する。ところが自由界面を有する水平層状流や波状流では、気液界面で超音波パルスが全反射するため、界面と流路底間での多重反射波が流速の計測を困難にしていた。今回、超音波吸収体の設置、長い計測インターバルの採用、データのビット処理を行う等の工夫により、これらの流れでの2次元的流速分布と、更に水面形状の動的な同時計測に成功した。層状流の流速分布は、同時に行った流れの可視化ビデオ画像を用いた粒子追跡法(PTV)の結果と良く一致すると共に、波状流の流速分布は、理論値と良く一致する結果が得られた。水面形状は、平行線電極を用いた水位計測の結果と良く一致した。
与能本 泰介; 大津 巌; 安濃田 良成
Nucl. Eng. Des., 185(1), p.83 - 96, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：31.51(Nuclear Science & Technology)PWRの冷却材喪失事故に対する新型安全系を検討するためROSA-V/LSTF装置を用いて総合実験を行った。検討した安全系は、次世代炉の安全系として検討されている二次側減圧系(SADS)や重力注入系(GDIS)などである。実験によりこのような安全系の特徴的な現象として、自然循環冷却による一次系減圧、蒸気発生器伝熱管群における非一様流動、安全注入水中の溶存ガスの蓄積、対向流制限による水の蓄積、GDIS動作を伴う長期的炉心冷却等が示された。これらの挙動に関するRELAP5/MOD3コードの予測性能を評価した結果、本コードは非一様流動挙動を考慮できないために、1MPa以下の圧力で減圧率を過大評価し、自然循環流量が過度に振動的に予測することが分かった。
日高 昭秀; 中村 仁一; 杉本 純
Nucl. Eng. Des., 168(1-3), p.361 - 371, 1997/00
被引用回数：2 パーセンタイル：22.89(Nuclear Science & Technology)CEA/IPSN及びECが実施したPHEBUS FPTO試験の最終的な燃料溶融割合は約50%に達した。現在までに実施された試験後解析は、試験後期の燃料温度を過小評価し、大規模な燃料溶融を未だ再現していない。試験で使用されたジルコニアシュラウドの熱伝導度は、原研等が測定した熱拡散率に比熱等を乗じて評価しているが、これまでの計算で使用した熱伝導度はPearsの比熱データに基づいて算出していた。しかしながら、最近の熱特性データ集は、高温でより低い値を与えるCoughlin&Kingのデータを採用している。そこで本研究では、シュラウドの熱伝導度の不確実性に着目し、IPSNが開発したICARE2コードを用いて試験結果の再現を試みた。その結果、Coughlin&Kingの比熱データを用いた場合、FPTO試験の炉心損傷過程ははぼ適切に再現された。シュラウドの熱特性が燃料溶融挙動に与える影響は大きいことから、高温域での熱特性のより詳細な再評価が望まれる。
竹田 武司; 國富 一彦; 堀江 哲次*; 岩田 克雄*
Nucl. Eng. Des., 168, p.11 - 21, 1997/00
被引用回数：49 パーセンタイル：93.69(Nuclear Science & Technology)次世代の高温ガス炉(HTGR)において、プロセス熱利用を行うための高温の熱を輸送する中間熱交換器(IHX)の開発は重要である。PFCHXを長期間、高温条件下において使用した場合、プレートとフィン接合に用いるろう付けの信頼性は不十分である。そのため、凹凸プレート(CP)の接合に固相拡散接合法、材料にニッケル基長合金であるハステロイXRを用いた凹凸プレート形コンパクト熱交換器(CPCHX)を提案した。本研究では、はじめに、CPCHXのCPの固相拡散接合に対する最適条件を、ハステロイXRの試験片を用いた実験により見いだした。つぎに、固相拡散接合法を用いた小型CPCHXを設計、製作し、試験ループに据え付けることで、固相拡散接合の信頼性を調べた。漏洩試験の結果として、固相拡散接合は十分な信頼性を有していることが確認できた。性能試験から、小型CPCHXの熱コンダクタンスは計算値より優れていることを示した。さらに、CPCHXの設計研究を行い、次世代のHTGRのIHXに対する固相拡散接合法を用いたCPCHXのフィジビリティを調べた。
橘 幸男; 塩沢 周策; 深倉 寿一*; 松本 富士男*; 荒木 隆夫*
Nucl. Eng. Des., 172(1-2), p.93 - 102, 1997/00
被引用回数：8 パーセンタイル：55.85(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒の被覆管はスクラム時に、最高約900Cの高温となるため、HTTR制御棒に関する新たな高温構造設計指針及びその材料であるアロイ800Hに関する材料強度基準が必要とされた。そこで、米国機械学会(ASME)の高温構造設計指針であるCode Case N-47に基づき、高温構造設計指針を策定し、900C(一部1000C)までの材料強度基準を定めた。また、実機制御棒を対象とした温度解析及び応力解析を実施し、策定した指針に基づき強度評価を行った結果、制御棒の目標寿命である5年(スクラム回数50回に相当)を構造設計上の観点から満足することを示した。
栗原 良一
Nucl. Eng. Des., 172(3), p.317 - 325, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所で建設中の高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器はHTTRプラントの中でも重要な機器であり、高温強度特性を有し、非原子力の産業界において多くの実績を有する21/4Cr-1Mo鋼製である。HTTR原子炉圧力容器に使われる実鋼材を製造する前に、実鋼材と同じ方法で先行試作材を製造し、母材及び溶接材の材料強度データを得るために多くの試験を実施した。圧力容器冷却パネルの管が破断し、0.5MPa圧力40C温度の冷却水が約400Cに熱せられた圧力容器の外壁に飛散した場合を想定し、加圧熱衝撃(PTS)事象による容器壁に生じる応力分布が有限要素法コードを用いて計算できた。本論文は先行試作材の材料試験から得られた試験結果の一部を報告するとともにPTS事象下のHTTR圧力容器の健全性を明らかにするために、軽水炉圧力容器に対して開発された方法により求めた評価結果を報告する。
矢川 元基*; 吉村 忍*; 曽根田 直樹*; 平野 雅司
Nucl. Eng. Des., 174(1), p.91 - 100, 1997/00
被引用回数：9 パーセンタイル：59.37(Nuclear Science & Technology)本論文は、原研からの委託の下に日本機械学会の研究小委員会RC111で実施した原子炉圧力容器(RPV)を対象とした確率論的破壊力学(PFM:Probabilistic Fracture Mechanics)に関する最近の研究活動を紹介するものである。この活動では、PFMを用いて加圧熱衝撃(PTS:Pressurized Thermal Shock)事象時におけるRPVの損傷確率を評価する標準的な手法を確立することを目的として、複数の解析コードを用い、米国原子力規制委員会と電力研究所が提案したベンチマーク問題の解析等を実施した。その結果、RPVの損傷確率は、初期亀裂形状、その存在確率分布、材料特性等の入力条件に大きく依存することが明らかとなった。本論文に示された解析結果は、これらの入力条件を保守的に設定する際に有用な情報を提供する。
柴田 勝之
Nucl. Eng. Des., 174(1), p.79 - 90, 1997/00
被引用回数：1 パーセンタイル：14.29(Nuclear Science & Technology)原研では、安全研究年次計画に従って、軽水炉の構造安全研究として構造機器の経年変化と健全性評価に係わる研究を進めている。年次計画の目標に沿って、「経年変化メカニズムと予測法の研究」、「経年変化の検出・評価法の研究」、「経年化機器の健全性評価法の研究」を実施している。安全性への重要度と交換の難易度から原子炉圧力容器、コンクリート構造物、電線を重要機器として抽出し、これらを対象に研究を進めている。本報告では、上記の研究の進展と今後の計画および安全研究の一環として実施した破断前漏洩研究の結果について概要を述べる。
國富 一彦; 中川 繁昭; 篠崎 正幸
Nucl. Eng. Des., 166(2), p.179 - 190, 1996/00
被引用回数：22 パーセンタイル：84.52(Nuclear Science & Technology)現在、日本原子力研究所で建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口ガス温度950Cの黒鉛減速、ヘリウム冷却型高温ガス炉である。2系統の独立した炉容器冷却設備(VCS)は、炉心の強制冷却が不可能となる減圧事故及び加圧事故に炉心を間接的に冷却する。VCSは、原子炉圧力容器の回りの水冷管パネルと冷却水の循環ループから構成される。冷却パネルは、常時90C以下に保たれており、原子炉圧力容器をふく射及び対流により冷却するとともに、事故時に炉心から崩壊熱を除去する。本報は、VCSの詳細設計及び減圧事故及び加圧事故時のVCSの安全機能を示したものである。安全解析により、このような事故時にも、VCSによる冷却とHTTRの固有の安全特性により、燃料の温度上昇と核分裂生成物の放出が防止されることが明らかになった。さらに、このような事故時に万一、VCSの故障が仮定されたとしても、炉心は安全な状態に保たれ、また、原子炉圧力容器の健全性も維持されることが確認された。
高瀬 和之
Nucl. Eng. Des., 165, p.225 - 237, 1996/00
被引用回数：9 パーセンタイル：61.57(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉用標準燃料棒よりも乱流熱伝達率を向上させるために、矩形突起付き燃料棒の開発を行った。この矩形突起付き燃料棒の伝熱性能を評価するために、2次元矩形突起を有する環状燃料チャンネル内の乱流熱伝達率を、k-
乱流モデルと2次元軸対称座標軸系を使って十分に発達した非圧縮性流体に対して数値的に解析した。数値解析は、3000から20000のレイノルズ数範囲に対して、矩形突起ピッチと高さの比が10、20、40の3つの場合について行った。熱伝達率の予測値は、矩形突起付き燃料棒による実験データから求めた熱伝達相関式に対して、矩形突起のピッチと高さの比が10、20、40の場合にそれぞれ10%、20%及び25%以内の誤差で一致した。本研究により、矩形突起による伝熱促進効果は本数値シミュレーションによって十分予測できるとともに、そのメカニズムの一部は乱流エネルギー分布の流れ方向変化から良く説明できることが明らかになった。
二川 正敏; 高田 昌二; 武石 征行*; 伊与久 達夫
Nucl. Eng. Des., 166, p.47 - 54, 1996/00
被引用回数：4 パーセンタイル：38.99(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉の黒鉛構造物にはキー連結構造が採用される。地震時に動的荷重が集中するキー構造は、黒鉛構造物の健全性を評価する上で、重要な要素である。そこで、キー構造の動的挙動、すなわち黒鉛構造物の振動特性に影響するキー構造の等価剛性、動荷重下でのキー溝回りの応力分布、について黒鉛キー構造試験体を用いた振動実験及び動的光弾性実験により調べた。さらに、等価剛性に関する接触変形を考慮した有限要素法解析を行った。その結果以下の結論を得た。(1)キー構造の等価剛性は接触変形による非線型性を示す。(2)非線型等価剛性を用いた振動解析結果は、キー構造物の振動特性を良く表わす。(3)動的荷重負荷時のキー溝回りの応力集中は、静的な場合より低下もしくはほぼ等しい。
山本 俊弘
Nucl. Eng. Des., 154(2), p.145 - 155, 1995/03
被引用回数：1 パーセンタイル：17.36(Nuclear Science & Technology)移動境界を持つような炉心の動特性解析に、時間依存バウンダリフィット曲線座標系を適用した。時間依存2群、二次元の中性子拡散方程式を解くことにより、溶液燃料(硝酸ウラニル及び硝酸プルトニウム)のスロッシング時の動特性解析を行った。計算はすべて不規則な溶液形状を直交座標系上に変換して行った。スロッシングによって燃料が移動するようなことがあっても、自由液面の形状は概して凹形となる。自由液面が平坦に戻ろうとするときに、液面はわずかながら凸形になり、この時に正の反応度が印加される。この正の反応度は、大きさ、あるいは持続時間が十分でなく核暴走には到らない。
辻 宏和; 宮 健三*
Nucl. Eng. Des., 155, p.547 - 557, 1995/00
被引用回数：2 パーセンタイル：27.03(Nuclear Science & Technology)アルミニウム合金は、試験研究用原子炉の構造材料としてよく用いられているものの、「解析による設計」を行うために必要な設計降伏点Sy、設計引張強さSu、設計疲労線図といった材料強度基準は整備されていなかった。そこで、アルミニウム合金の材料強度基準を策定するために必要な材料データの整備及びその材料データを基にした解析評価等を行った。本報(第2報)では、設計疲労線図を策定するために行った一連の疲労試験の経緯(材料選定、試験マトリクス、試験方法等の基本的考え方)、試験の結果及び解析評価の過程を述べるとともに、その結果得られた設計疲労線図を紹介した。また、設計疲労線図適用上のクリープ効果の排除法、平均応力効果の評価法等の留意すべき点についても言及した。
