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Weisenburger, A.*; 青砥 紀身; M
ller, G.*; Heinzel, A.*; 古川 智弘
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/06
代表的な高Cr鋼であるP122とODSについてLBE中の保護的酸化皮膜の安定性を評価するために酸素濃度変動及び温度変動条件の浸漬試験を実施した。P122については溶接継手についても試験した。P122と継手に関する550
C、800時間毎に酸素濃度が10
wt%と10
wt%に交互に変化する試験結果では酸素濃度が良好に110 wt%に維持された場合と同様スピネルの保護層は維持されていた。ODSについては10 wt%と10 wt%条件で800時間毎に550Cと650Cになる試験を行なった。前者では保護層が維持できたが後者では650C、10 wt%一定条件の場合と同様にLBE腐食が進行した。
小竹 庄司; 難波 隆司; 佐賀山 豊
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究への取組み、フェーズII研究の中間成果および今後の計画などを報告する。具体的には、開発目標の設定、FBR炉システムに関する研究成果、燃料サイクルシステムに関する研究成果、炉と燃料サイクルを組み合わせた概念の検討結果などについて概説する。
斉藤 淳一
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
ナトリウムと鉛ビスマス(LBE)の反応試験は反応挙動を明らかにするために、試験温度とLBEの量をパラメタとして変化させて実施した。試験結果から液体ナトリウムの温度は、LBEを落とすことによって、直ぐに上昇することが明らかになった。これはLBEと液体ナトリウムの発熱反応に起因すると考えられる。反応による温度上昇が大きいほどナトリウム中での鉛とビスマスの溶解の量は増加する。反応の温度によって、それらは大きく変化する。多くの微細な反応生成物がナトリウムで観察された。反応生成物の量は落下するLBEの量に依存する。主な反応生成物はナトリウム-ビスマス2元系化合物の一つであるBiNa
である。液体ナトリウムの温度上昇から計算された反応熱はBiNaの標準のエンタルピによって見積もられた反応熱と同様である。ナトリウムとLBEの反応挙動はこれらの試験より明らかになった。
清野 裕; 實 晃司*; 栗原 成計; 小野 功*; 浜田 広次
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
ナトリウム-水反応評価手法高度化の一環として開発しているブローダウン解析コードLEAP-BLOW及びナトリウム-水反応ジェット解析コードLEAP-JETについて検証解析を実施した。その結果、一部定量評価に課題があるものの、概ね妥当な結果を得ることができた。
小竹 庄司; 難波 隆司; 佐賀山 豊
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究への取組み、フェーズII研究の中間成果および今後の計画などを報告する。具体的には、開発目標の設定、FBR炉システムに関する研究成果、燃料サイクルシステムに関する研究成果、炉と燃料サイクルを組合わせた概念の検討結果などについて概説する。
田中 正暁; 山口 彰
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
配管合流部等において、温度の異なる流体が混合する際、乱流拡散によって温度変動が発生する。この流体中で発生する温度変動が構造材表面に伝達すると、その周波数特性および振幅の大きさによっては、構造材表面に熱疲労による亀裂を発生させる場合がある。このような一連の現象はサーマルストライピングと呼ばれ、安全上重要な項目となっている。サイクル開発機構では、配管合流部でのサーマルストライピング現象の混合メカニズムの解明と、設計指針の構築のため実験的および解析的研究を実施している。この現象は、流体中で発生する温度変動の周波数特性および振幅の大きさに大きく影響している。そこで、大きなスケールの渦運動およびそれに伴う温度変動が存在する熱流動場における壁面と流体との熱伝達特性に着目し、熱伝達メカニズムの解明と、非定常場への時間平均値としての熱伝達係数の適用の可否について、数値解析により調べた。
高松 操; 関根 隆; 内田 昌人*; 原田 清*
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
高速増殖炉(FBR)のさらなる安全性向上を目的に、キュリー点電磁石を用いた自己作動型炉停止機構(SASS: Self Actuated Shutdown System)の開発を進めている。本炉停止機構の試験装置を高速実験炉「常陽」に設置し、MK-III炉心第1、2サイクルにおいて、その機能を確認するとともに、保持安定性を実証した。
素都 益武; 山田 文昭*
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
「もんじゅ」の冷却系統、安全保護系、プラント制御設備に対し、原子炉トリップを頂上事象としたフォールトツリー解析を実施した。その結果、機器故障に起因して原子炉トリップに至る発生頻度及び中間事象と機器故障の寄与割合を適切に評価し、トリップ低減策の効果を確認した。
鷲谷 忠博; 樋口 英俊; 佐野 雄一; 青瀬 晋一
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), P. 330, 2005/05
先進湿式再処理の晶析工程で必要となる高濃度溶解液を効率よく調整するための技術として,粉体化燃料を用いた高効率溶解の技術開発が進められている。燃料の粉体化による溶解速度の向上が期待される一方で,反応性が高く,ハンドリング性に難のある粉体燃料を効率的,且つ,安全に溶解できる専用の溶解槽の開発が必要であった。本報では,粉体溶解槽の開発について,これまでに実施してきた構造検討,コールド要素試験等の内容を報告する。
古川 智弘; Konys, J.*; Mller, G.*; 青砥 紀身
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
2種の高クロムマルテンサイト鋼(12Cr鋼、ODS(M))の酸素濃度制御823K流動鉛ビスマス中における5,000hまでの腐食試験を実施した。鉛ビスマス中の溶解酸素濃度の制御は、鉛ビスマス中へのH2/H2O混合ガスのバブリングにより試みた。しかしながら、酸素センサーによる測定結果は、目標値(10-6wt%)に対して試験開始から連続して低下し続け、一時的にマグネタイト形成に必要な酸素濃度を下回った。このため、約3500h以降は、部分的にAr-Air混合ガスをLBE中に注入することにより、目標値近傍に酸素濃度を制御した。この鉛ビスマス条件下に曝された両鋼は、おおよそ同様な腐食挙動を示した。800hおよび2,000h終了後の試験片の観察の結果、部分的にFe、CrおよびOから成るスピネル酸化物が形成され、5,000h浸漬後にはこの酸化物が連続的に試験片表面に形成されていた。酸化皮膜の成長厚さを調べた結果、本試験条件では、800h以降、大きな成長は観察されず、酸化皮膜形成による良好な耐食性が両鋼ともに観察された。さらに、本試験条件下では、材料構成元素の鉛ビスマス中への直接溶解やエロージョンは観察されなかった。
阪本 善彦; 小竹 庄司; 西川 覚; 江沼 康弘; 安藤 将人; 佐賀山 豊
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
将来の多様なニーズに対応可能な有望な高速炉サイクルシステムを提案するために、実用化戦略調査研究を進めている。様々な炉システム概念に関する設計研究を実施し、開発目標に対する適合度を評価した。また、各炉システム概念に対する重要な開発課題を抽出し、その開発計画をロードマップとしてとりまとめた。結果として、各炉の特徴や性能の違いを検討し、重要な開発課題を明確にした。現在、さらなる検討を進めており、フェーズII末での評価結果を踏まえて、有望概念を提案する予定である。
安部 智之; 前田 誠一郎; 中沢 博明
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
新型転換炉(ATR: Advanced Thermal Reactor)原型炉「ふげん」は、平成15年3月に運転を終了した。25年間の運転期間中に、単一の熱中性子炉としては世界最多のMOX燃料を装荷し、世界に先駆けてプルトニウムの本格利用を果たしてきたと言える。このATR燃料の開発と実績について報告する。
大野 修司; エリック・ローエン*; Auman, L. E.*
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
鉛ビスマス冷却高速炉のポロニウム除去方法を検討するために、アルカリ抽出法及び電解分離法に関する研究をINEELで実施した。ポロニウムの模擬物質としてテルルを使用した試験を行った。アルカリとしてNaOHを使用した鉛ビスマス中テルルの抽出試験の結果をもとに、アルカリ抽出反応の1次及び2次の速度定数k1及びk2を求めた。速度定数評価式は、k1=300exp(-64300/RT), k2=42700exp(-122400/RT), Rはガス定数(8.31J/mol/K), Tは温度(K)である。また、テルルがNaOHから鉛ビスマスへ移動する試験結果をもとに、反応の平衡定数の評価式LogK=-3195/T+5.199を提示した。電解分離法については、試験を開始し、電極材の表面積や温度がテルル沈着特性に及ぼす影響を調べた。これについてはデータを蓄積するためのさらなる試験が必要である。なお、本報告は既報告済みのICONE11-36614、ICONE12-49396の続報である。
藤井 正; 此村 守; 上出 英樹; 山口 彰; 戸田 幹雄*
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
実用化戦略調査研究で検討中のナトリウム冷却炉では、建設コスト低減のためにコンパクトな冷却系を採用している。しかし、炉上部プレナムや1次冷却系配管でのナトリウム流速が従来設計よりも増大するため、炉上部プレナムの流動適正化と配管系の流動励起振動に対する健全性が熱流動上の課題となっていた。これらの課題に取り組むために、いくつかの水流動試験を実施し、その結果を実機設計に反映している。
竹田 武司; 浅香 英明; 鈴木 光弘; 中村 秀夫
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05
制御棒駆動装置貫通ノズルの周方向のクラックは、PWRの小破断LOCAを引き起こす可能性がある。しかし、原子炉容器上部ヘッド小破断LOCAに関する実験的及び解析的研究は少ない。このため、LSTFを用いて、破断サイズ0.5%の上部ヘッド小破断LOCA模擬実験を行った。実験において、上部ヘッドにおける蓄水が、破断流量を制御する現象となることを見いだした。制御棒案内管の貫通孔近傍が蒸気中に露出するまで、制御棒案内管を介して、上部プレナム内の冷却材は上部ヘッドに流入した。また、二相流放出過程において、上部ヘッドコラプスト水位の振動現象が見られた。RELAP5/MOD3コードは、二相流放出過程における破断流量を過大評価し、実験より早く炉心のボイルオフが開始した。そこで、二相流放出過程における放出係数を破断流量の測定値と比較し補正することにより、上部プレナムと炉心のコラプスト水位は実験結果とよく一致した。この二相流放出係数を用いて、高圧注入系不作動条件下で破断面積が炉心冷却に与える影響を調べた。破断面積が1.5
2.5%の場合、1次系圧力が蓄圧注入系の作動圧力まで低下することにより、炉心の温度上昇が抑制される可能性があることを示した。
大橋 弘史; 西原 哲夫; 武田 哲明; 稲垣 嘉之
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05
HTTRに接続する水素製造システムは、HTTRにより供給された熱出力10MWの核熱を用いて水素を製造することができるように設計されている。このHTTR水素製造システムは世界で初めて原子炉に接続されるものであり、したがって、HTTR水素製造システムの実証試験に先立ってモックアップ試験が計画されている。モックアップ試験と並行して、以下の基礎試験、すなわち、水蒸気改質管の腐食試験,熱交換器伝熱管を透過する水素同位体透過試験,高温隔離弁の健全性試験,水素選択性透過膜の性能試験を行い、解析コードの開発と安全審査のための詳細な試験データを取得する。これらの試験により、水素透過係数をはじめ、各種データを取得した。本報告は、HTTR水素製造システムの研究開発に関する要素試験の現状をまとめたものである。
岡村 信生; 小泉 健治; 鷲谷 忠博; 青瀬 晋一
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 0 Pages, 2005/05
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峰原 英介; 羽島 良一; 沢村 勝; 永井 良治; 菊澤 信宏; 西森 信行; 飯島 北斗; 西谷 智博; 木村 秀明*; 小栗 第一郎*; et al.
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 10 Pages, 2005/05
原研FELは最近新しく255フェムト秒極短パルス,6-9%高効率,1GWピーク出力,数kW平均出力,中赤外から遠赤外に渡る広い波長可変性を同時に実現する発振を発見した。この新しい発振とエネルギー回収リニアック技術を用いて、原子力産業,製薬,医学,防衛,造船,環境科学,宇宙ごみ処理,エネルギー伝送などの応用のために、われわれは10kWよりも高出力で25%よりも高効率な自由電子レーザーを実現できる。そのような波長可変,高効率,高平均出力,高ピーク出力,極短パルスFELを実現するために、われわれは原研独自のコンパクト,自立式,無蒸発,エネルギー回収型超伝導高周波線型加速器によって駆動される高効率で高出力なFELが必要である。われわれのFELに関する議論は、原子力発電所を廃炉するための非熱穿孔,切断,剥ぎ取り応用や原子力産業分野における応力腐食割れを防止することや産業用FELのロードマップ,原研独自のコンパクト,自立式,無蒸発,エネルギー回収型超伝導高周波線型加速器によって駆動される高効率で高出力なFELを含んでいる。
大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊*; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 中塚 亨; 秋本 肇
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05
日本原子力研究所は水冷却増殖炉(RMWR)高稠密格子炉心の熱流動成立性に関する研究・開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRの開発においては熱流動に関する成立性が大きな課題となっている。本研究では、研究・開発の全体計画を示すとともに、37本体系の大型試験装置による実験的な検討、並びに燃料棒間隙幅といった形状効果の解析的評価の実現を目指した3次元解析手法の開発に関する進展状況を述べる。現在までに間隙幅1.3mmと1.0mm体系における定常並びに過渡限界出力試験を行い、成立性を確認している。
泉 正憲
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), P. 353, 2005/05
廃止措置計画の策定にあっては、計画の最適化を図るシステムエンジニアリングが重要であり、「ふげん」ではそのための廃止措置エンジニアリング支援システム(以下DEXUSという)の開発を行なっている。DEXUSは計画時の支援システムと、解体時の支援システムから構成されており、今回は解体時の支援システムついて報告する。解体時の支援システムとしては解体作業時の作業員の被ばく低減を図り、安全確実な作業実行できるように現場で支援するための「現場可視化システム」、作業工程の進捗を把握し管理するとともに、計画時の支援システムの精度向上を図るための作業実績を収集するための「作業実績収集システム」、解体作業によって発生した解体廃棄物の来歴の追跡管理するための「解体廃棄物管理システム」の開発を行っているので、その概要を報告する。