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山田 文昭; 北村 謙治*
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 0 Pages, 2004/04
「もんじゅ」の出力40%性能試験までの試験結果に基づき実プラント挙動を最適に模擬できるよう整備を進めているプラント動特性解析コードSuper-COPDを用いて、当該炉の安全評価における代表的なプラント事故を解析し、実プラントの現実的な経過を把握するとともに、安全評価時に設けた安全余裕を再評価した。その結果、1次主循環ポンプ軸固着時の被覆管肉厚中心最高温度の実プラント安全余裕は約100
拡張する。その主要因は、原子炉トリップ時の制御棒そう入反応度特性にあり、安全評価では炉停止に必要な最低限のそう入反応度を条件として安全余裕を設けたことが影響している。この事故解析条件の安全余裕をプラント性能の可能は向上余地として評価した結果、原子炉熱出力10%に相当することを明らかにした。
近澤 佳隆; 堀 徹; 此村 守; 佐藤 裕之*; 内田 正治*
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 49076 Pages, 2004/04
実用化戦略調査研究フェーズIIの小型炉設計研究では、電源以外の多目的利用を幅広く想定して、経済性、安全性などの要求条件を満たすナトリウム冷却小型炉の検討を進めており、多目的利用に関する調査の結果、水素分離改質器を用いた水素製造が有望であることが示された。本研究では熱出力375MWt(電気出力150MWe相当)の25%の熱により70000Nm3/hの水素製造を行う水素製造・発電併用プラントの概念具体化を実施し、安全性・経済性・保守性の概略評価を行った。水素製造コストは二酸化炭素固定費を含め約21円/Nm3と評価され、目標値の17円/Nm3を現状では上回っている。パラジウムを使用した水素分離管性能の限界から必要表面積が増大し水素分離改質器が大型化していることが主因であり、今後、水素分離膜の高性能化により上記の目標値を達成可能な見通しと考えられる。
深野 義隆; Charpenel, J.*
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/04
日仏共同CABRI-RAFT計画におけるRB1, RB2試験データの詳細な分析及びPAPAS-2S, PHYSURACコードによる解析評価を実施し、これらに基づいて試験結果の解釈を行った。本研究を通じて、低スミア密度燃料では、スリット型の被覆管破損を想定しても軽微な燃料溶融の範囲では、溶融燃料の放出は抑制されることが示された。一方、大量の燃料溶融により、溶融キャビティ外側の固相燃料殻の薄い条件では、溶融燃料の放出を生じ得ることも明らかにした。しかしながら、低スミア密度燃料では、高スミア密度燃料と比較すると溶融燃料の放出速度も緩慢となるとともに、放出燃料量に依存して冷却性が成立し得ることがわかった。
上出 英樹; 宮越 博幸; 川又 伸弘; 大島 宏之
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 49199 Pages, 2004/04
変形集合体内の流れの特徴としてピンを横切る方向の流れ(クロスフロー)による混合特性を37ピン集合体ナトリウム試験により、クロスフローの強さをパラメータに評価した。サブチャンネル解析コードASFRにより、クロスフローを伴う場合の混合特性がよく予測できることを明らかにした。
北村 哲浩; 岡田 尚; 浅妻 新一郎; 植松 真一; 石橋 隆
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 6 Pages, 2004/00
これまでにプルトニウム燃料センターが実施したグローブボックス内装機器の解体・撤去の実績と今後予定しているプルトニウム燃料第二開発室の廃止措置計画の概要を紹介する。
青嶋 厚; 田中 和彦; 小坂 哲生
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 6 Pages, 2004/00
TVFでは、平成7年よりホット運転を開始し、平成14年の主電極の損傷が発生するまでに130本のガラス固化体を製造した。この後、TVFでは、炉底構造を改良した2号メルターへの更新工事を進めることとし、現状平成16年9月の運転開始を目標に更新工事を進めている。これと並行し、白金族金属の蓄積に対する運転対策方法開発を進めると共に、1号メルターの解体技術開発、高減容化技術開発、更には環境負荷低減型新型メルターの設計研究等種々の技術開発を進めている。
浜田 広次; 栗原 成計; 西村 正弘
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 0 Pages, 2004/00
Na-水反応ジェットの伝熱現象を検討して、実効熱伝達率の相関式を導出し、実験と比較することで、以下を考察した。実効熱伝達率にはNa単相流の熱伝達率に相当する上限が存在する。Na単相流の熱伝達率は水素に比べて十分大きいため、Na温度とボイド率の関数として近似すると、熱流束及び実効熱伝達率の挙動を説明できる。Na温度の上限は、圧力依存を有する沸点となる。水素はNaより温度が高くなり、その差は最大で数百である。Naと水素の温度差に起因して、みかけの実効熱伝達率は小さくなる。伝熱管が高温の水素にさらされても、伝熱性に優れるNaの冷却効果のために、外壁面温度はNa温度を上回ることはない。金相観察による温度とモデルを比較して妥当性を確認した。
川原 啓孝; 川原 啓孝; 市毛 聡; 礒崎 和則; 仲井 悟
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 0 Pages, 2004/00
高速実験炉「常陽」で進めているMK-III計画では、熱出力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。冷却系除熱能力を高めるための冷却系改造工事で、IHX、主冷却器(DHX)の交換と制御系の改造を行った。ナトリウム系への不純物混入防止のため、シールバッグの使用、系統内カバーガス中の窒素濃度管理、カバーガス低圧力制御を行った。ナトリウム中で長期間使用したフェライト系低合金鋼の健全性、新旧配管溶接部の健全性を材料試験により確認した。
古川 智弘; 古川 智弘*; 吉田 英一; 青砥 紀身
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 49061 Pages, 2004/00
極低酸素ポテンシャル下停留鉛ビスマス中にて2.25Cr-1Mo,Mod.9Cr-1Moおよび12Cr鋼の550-2,000h浸漬試験を実施した。3鋼種ともに、本試験条件下では良好な耐食性を示した。腐食深さは数ミクロンであり、構成元素であるCrのLBE中への溶出が観察された。試験片表面には、部分的にクロム酸化物の形成しており、同部には腐食が観察されなかった。これらの腐食挙動は10-7
10-8wt%-O2下で試験した試験片の挙動と同様であった。
大野 修司*; 宮原 信哉*; 倉田 有司
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 6 Pages, 2004/00
加速器駆動核変換システムのターゲット及び冷却材に関する基礎データを得るため、液体鉛ビスマス共晶(LBE)からの鉛,ビスマス,テルルの蒸発挙動を調べた。テルルは鉛ビスマスを用いるとき安全評価上問題となるポロニウムの模擬物質として使用した。実験では等温の蒸発容器上に一定量のキャリアーガスを流し、蒸気を飽和させるトランスパイレーション法を使用した。450
Cから750Cの温度で、LBEからの鉛及びビスマスの蒸気圧が得られた。蒸気中のビスマスと鉛の比は約3であった。LBEへのテルルの添加により、ガス相中の鉛の量が増加し、LBE中ではテルルはPbTeとして存在することが示唆された。
武田 哲明
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 4 Pages, 2004/00
原研では、高温ガス炉を用いた熱利用システムとして核熱による水素製造システムの技術開発を進めている。本研究の目的は、HTTR水素製造システムの熱伝達性能を明らかにするとともに高空隙率で金属細線を挿入した流路の伝熱特性,圧力損失特性を取得することである。円管流路を用いた実験から、金属細線を挿入する方法が、高温条件下ではさらなる熱伝達の向上が可能であることがわかった。
山田 誠也; 鷲谷 忠博; 竹内 正行; 菅沼 隆; 青瀬 晋一
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/00
酸化物燃料の乾式再処理及び湿式再処理へ適用が可能な脱被覆技術の開発として、破砕工程、ハル燃料分離工程及びハル洗浄工程から構成される新しい前処理システムを開発した。本システムでは高Pu富化度の高速炉燃料にも適用可能なシステムであり、燃料の粉砕化が必須な乾式再処理プロセスでは枢要機器と考えられる。本報告では、この新たな脱被覆システム及び各工程の新型機器の概要について報告する。
羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 木下 秀孝; 粉川 広行; 佐藤 博; 石倉 修一*; 鳥井 義勝; 日野 竜太郎
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/00
J-PARCプロジェクトの物質・生命科学実験施設では核破砕中性子源として水銀ターゲットシステムが設置される。一旦、システムの運転が始まれば、水銀及びその周辺機器は高度に放射化されるためターゲット容器や周辺機器の保守・交換作業は全て遠隔操作で行わなければならない。このような要求に対処するため、われわれは水銀ターゲット容器及び水銀循環設備をターゲット台車と呼ぶ輸送台上に設置する構造とした。これにより、陽子ビーム照射運転中は水銀ターゲット容器と水銀循環設備一体でターゲットシステム中心に挿入し、また、ビーム停止の保守作業時には保守作業室に設備一式を引き出して、ホットセル内に設置してある各種マニピュレータ類を用い、設備機器の保守・交換作業を行うことができる。本報告では1MW核破砕中性子源設備の内、水銀ターゲット容器,水銀循環設備、及びターゲット台車を含む設備機器について現状の設計を紹介する。
井口 幸弘; 田尻 剛司; 清田 史功
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00
「ふげん」では、現在、廃止措置計画の検討を実施している。「ふげん」の廃止措置の主要な役割は、廃止措置技術の開発、技術の適用を通じてのデータの取得及び技術成果の集約・共有化にある。このような目標を通じて、「ふげん」は具体的な、廃止措置の準備を実施している。すなわち、放射性廃棄物の物量調査、解体方法の検討、廃棄物処理方法の開発、エンジニアリング支援システムの開発などである。
大野 修司; 宮原 信哉; 倉田 有司*
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00
本報告は、加速器駆動核変換システムや高速炉の冷却材候補のひとつである鉛ビスマスを対象とした蒸発試験に関するものである。鉛ビスマスまたはテルルの混入した鉛ビスマスの450から750における蒸発挙動をトランスパイレーション法に基づく試験で調査している。約500gの鉛ビスマスを使用した試験から、鉛ビスマスの蒸気圧、鉛ビスマス蒸気の組成、テルル混入に伴う鉛ビスマス蒸発挙動の変化、テルルの蒸発量などの情報が得られた。