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遠矢 優一; 鷲谷 忠博; 小泉 健治; 森田 眞一
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/07
実用化戦略調査研究の一環として、日本原子力研究開発機構(JAEA)では高速炉酸化物燃料の再処理における合理的な解体システムを検討している。解体技術として、レーザビーム方式及び機械方式の2種類について検討を進めた結果、レーザビーム方式ではYAGレーザを適用することにより良好な切断性能及び設備の小型化が確保できることを確認したが、レーザ切断時における燃料ピンの損傷や溶着の発生が課題とされた。そこで、溶着を回避できる機械式解体方式に着目した。機械式解体システムでは、燃料集合体ラッパ管及び燃料ピン束の切断に切断砥石を使用し、ラッパ管を引抜くことで燃料ピンと分離する。模擬燃料集合体を用いた基礎試験を実施し、切断砥石の切断性能及び耐久性、並びにラッパ管の引抜性能を評価した結果、本システムが適用可能であることを確認した。また、実プラントにおける本装置の構造概念を確立した。
Shen, X.*; 三島 嘉一郎*; 中村 秀夫
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/07
気液二相流では気液各相の運動量,熱,質量が気液界面を通じて密接に結びついているため、界面パラメータを正確に把握する必要がある。とりわけ界面の速度は、界面面積濃度など主要なパラメータの評価において中心的役割を果すため、二相流解析では最も重要なパラメータの1つだが、その計測は容易ではない。このため、これまでに開発した界面計測理論を複数の4センサープローブの利用に拡張することで、特に、3つの独立したプローブを用いた局所の瞬時3次元2相流界面速度計測法を提案する。ところで、5つ以上のセンサーを有するプローブは、センサーを共有することで3つの独立した4センサープローブと見なせるため、5センサーないし6センサープローブで提案する計測法が構築できる。ここでは、6センサープローブを開発し、3次元の水/空気二相流計測に応用した。その結果、差圧計等を用いた平均的計測法との比較により、開発した計測手法が精度よく二相流計測を行えることを確認した。
伊藤 和宏*; 伊藤 太郎*; 久木田 豊*; 小寺沢 宏之*; 近藤 浩夫*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 井田 瑞穂; 中村 秀夫; 中村 博雄; et al.
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/07
高エネルギービームのターゲットとして提案されている液体リチウムジェットの表面に生じる波の形状を、単一のレーザー光のジェット表面からの反射を利用して計測した。表面波の局所の傾斜について、流れ方向及び流れと垂直方向の成分を計測し、最小自乗法による三角関数フィッティングを行うことで計測限界による信号の一部欠損を補った。さらに、波形を線形表面張力波に対する分散関係に基づいた波の位相速度から予測した。ジェット表面の波の伝播方向も、波の表面の傾斜の積分から得られる振幅が流れの方向と流れに垂直な方向で合理的に一致すると仮定することで求めた。これらの結果から、ジェットの流速が1.2m/sの時、計測地点での表面波は傾斜が0.32rad,波長4.2mm、振幅は0.06mmの斜め波であると同定した。
岩月 仁; 寺田 敦彦; 野口 弘喜; 今井 良行; 伊地知 雅典; 金川 昭宏; 大田 裕之; 久保 真治; 小貫 薫; 日野 竜太郎
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/07
日本原子力研究開発機構(JAEA)では、将来の水素エネルギー社会を目指してHTTR(高温工学試験研究炉)を用いた水素製造実証試験を計画している。原子力機構ではこれまでに、ベンチ規模のガラス製の水素製造試験装置を用いて、1週間の連続水素製造(水素製造量:30Lm
/h)に成功しており、この成果を踏まえて、次段階のパイロットプラント試験(水素製造量:30Nm/h規模)に移行することを計画している。パイロットプラントは、ガラスライニング,SiCセラミックス等のような工業原料を用いて製作され、2MPaの圧力下で運転予定である。パイロットプラントは、ISプロセス試験装置とヘリウムガス(He)循環装置(Heループ)から構成される。Heループは、400kWのHe加熱器,He循環器及びHe冷却器として機能する蒸気発生器から構成されるHTTRの運転環境を模擬している。設計研究と並行して、高温,高腐食環境下で使用されるH
SO
分解器、及びSO
分解器のようなISプロセスの主要機器は、設計及び試作により製作性が確認されている。また、その他の腐食やHIxプロセスについても、現在研究開発中である。本報では、パイロットプラント試験に向けた現状について報告する。
佐藤 聡; 丸山 結; 浅香 英明; 中村 秀夫
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/07
原子力機構では、燃料の一層の高燃焼度化に備え、反応度事故時におけるボイド反応度フィードバックを考慮した、最大燃料エンタルピのより現実的な評価に資する知見の取得を目的に、炉外過渡ボイド挙動試験を実施している。本報では、バンドル体系の長尺試験体を用いた、低圧の低温零出力条件を模擬する試験(低圧・長尺試験)を実施するにあたり、バンドル体系内のボイド率の過渡変化を計測する手法を開発し、電場解析,模型試験及び定常沸騰試験により、その適用性を確認した。さらに低圧・長尺試験体を用いた過渡ボイド試験に本ボイド率計を適用することにより、バンドル内における過渡ボイド挙動の、ヒーターピン出力及びサブクール度への依存性に関する知見を取得した。
武田 哲明; Yan, X.; 國富 一彦
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 5 Pages, 2006/07
日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)では、高温ガス炉システムの研究開発に関し、原子炉技術と核熱利用技術に関する研究開発を進めている。特に、原子炉技術の開発においては、高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)を用いて、技術基盤の確立と高温ガス炉技術の高度化に関する研究を進めてきた。原子力機構が設計研究を進めている電気出力約300MWeのブロック型高温ガス炉水素製造システム(Gas Turbine High Temperature Reactor for Hydrogen: GTHTR300H)に関する安全設計の成立性を検討するための事前解析として行った配管破断減圧事故時の空気浸入事象の解析結果を示し、GTHTR300Hのプラント配置による空気浸入防止方法等の検討結果をまとめた。GTHTR300Hでは、熱交換器容器に充填されたヘリウムガスが炉心部への空気浸入を妨げる効果を有することがわかった。
伊藤 和宏*; 伊藤 太郎*; 久木田 豊*; 小寺澤 裕行*; 近藤 浩夫*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 井田 瑞穂; 中村 秀夫; 中村 博雄; et al.
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/07
液体リチウムの流れを乱すことなく自由表面の波形を求めるためレーザーを用いた非接触の測定法を考案し、大阪大学のリチウムループにて測定を実施した。限られた視野角から得られたレーザー光反射角度データを最小二乗法で補間することにより表面波の波形を求めたところ、流速1.2m/sでは、波長3.8mm,振幅0.05mmであることを明らかにした。
角田 淳弥; 塙 悟史; 柴田 大受; 多田 竜也; 伊与久 達夫; 沢 和弘
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/07
マイクロインデンテーション法による高温ガス炉黒鉛構造物の健全性解析評価を行った。インデンテーション法は、物質の機械的特性を測定できる簡便な方法で、荷重と深さの関係から残留応力の評価に適用できると考えられている。本研究では、高温ガス炉黒鉛構造物の寿命評価においてマイクロインデンテーション法の適用性を確認することを目的として、IG-110黒鉛のSu値を考慮しながら応力・ひずみ負荷状態におけるインデンテーション荷重及び深さ挙動を検討した。さらに、酸化黒鉛及び残留ひずみを負荷した酸化黒鉛のインデンテーション荷重及び深さの挙動を解析的に評価した。結果として、インデンテーション法は黒鉛構造物の健全性評価に適用できる可能性があることが示唆された。
塙 悟史; 佐藤 智徳; 森 雄一郎; 扇柳 仁; 加治 芳行; 内田 俊介*
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 9 Pages, 2006/07
照射試験中における照射場の水質を評価するために、照射ループ用ラジオリシスコードを開発した。ラジオリシスコードでは、中性子線及び
線による放射線分解生成種の直接生成,二次反応による化学種の生成・消失及び金属壁面との相互作用を考慮した。また、温度の分布や中性子線・線の吸収線量の分布をもつ照射ループを取り扱うために、複数ノードモデルを用いた。開発したラジオリシスコードの適用性を確認するため、幾つかの水質条件下で照射装置の水質を測定し、測定結果とラジオリシスコードによる解析結果を比較した。さらに、開発したラジオリシスコードを用いて照射領域における水質の分布を評価した。
須田 一則; 渡部 晃*; 大島 宏之
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 9 Pages, 2006/07
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器内で発生するナトリウム-水反応現象を研究することを目的として、数値計算コードを開発した。本報では、SWAT-1R試験体系を用いて検証解析を実施した。その結果、SERAPHIMコードは、最高温度及び高温の領域を予測可能であり、その結果起こり得る高温ラプチャーの評価可能であることを明らかにした。
曽我 和生*; 新倉 英人*; 杉山 憲一郎*; 奈良林 直*; 大島 宏之; 須田 一則
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/07
Na-水反応現象における水蒸気ジェットの挙動を理解する基礎研究として、水中に設置した単一水平円筒へArガスジェットを噴出させる可視化実験を実施し、化学反応がないジェット体系におけるガスジェットと周囲水との混合挙動を明らかにした。
山口 彰*; 高田 孝*; 大島 宏之; 須田 一則
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/07
高速炉の安全評価の観点からナトリウム-水反応を解明することを目的として、対向流拡散反応の実験及び解析を実施した。熱流動境界条件と試験装置形状を最適化して反応場を可視化・計測することに成功した。実験と解析の一致は良好であり、反応域と反応生成物が存在する領域の位置が異なるなどの注目すべき結果が得られた。
高田 孝*; 山口 彰*; 田中 正暁; 大島 宏之
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/07
温度揺らぎなど熱荷重による構造材破損評価には、壁近傍の温度変動挙動の予測が重要である。この予測にラージエディーシミュレーション(LES)の適用が有効であるが、壁近傍には非常に多くのメッシュを配置しなければならず、多くの計算資源を要求するというデメリットがある。この弱点を解消するため、境界層近似に基づく二層モデルをエネルギー式まで拡張し、計算効率の向上を図った。適用解析により、大規模体系において計算時間の短縮に大きな効果があることを確認した。
西 義久*; 植田 伸幸*; 木下 泉*; 宮川 明; 加藤 満也*
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 10 Pages, 2006/07
CERESは、電中研で開発されたプラント動特性解析コードである。CERESは、1次元ネットワークコードとしての機能に加え、プレナムの多次元流動を解くことができる。1995年12月に実施された高速増殖原型炉「もんじゅ」のトリップ試験を用いて、CERESの検証を実施した。本研究はJAEAと電中研の共同研究として実施した。(1)1次,2次及び補助冷却系にわたる解析(R/V内プレナムはR-Z2次元でモデル化),(2)R/V内プレナムの熱流動挙動に着目した解析(R/V内プレナムは3次元でモデル化),(3)IHX内プレナムの熱流動挙動に着目した解析(IHX内プレナムは3次元でモデル化)。解析の結果、CERESの結果は試験結果との良い一致を示し、CERESの基本的能力を確認することができた。また、「もんじゅ」のプレナム内の特徴的な流動特性を明らかにすることができた。
中村 保之; 菊池 孝一; 森下 喜嗣; 臼井 龍男*; 大鐘 大介*
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 9 Pages, 2006/07
「ふげん」原子炉本体解体における固有の課題である、2重管構造である圧力管とカランドリア管の解体工法を明確にする必要がある。これら2重管部材は、高放射化したジルコニウム材であるため、公衆への環境影響を考慮すると、機械式切断工法が望ましい。また、工期短縮を図るため、2重管を同時に切断することを考えると、比較的スタンドオフを長くとれる工法が望ましい。以上のことから、切断工法として、アブレイシブウォータジェット工法を選定し、2重管解体への適用性の確認試験を行った。この結果、アブレイシブウォータージェット工法は、炉心部2重管の内側及び外側から同時に切断可能であることや、最厚肉の構造物にも適用可能であることを確認するとともに、研掃材供給量と切断速度の関係や二次廃棄物発生量や性状を明らかにした。
近澤 佳隆; 臼井 伸一; 此村 守; 定廣 大輔*; 戸澤 克弘*; 堀 徹*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 7 Pages, 2006/07
ナトリウム冷却大型炉の燃料交換機としてアームスイング式マニプレータ型燃料交換機の概念設計を実施した。耐震解析評価の結果から、軸受内部隙間に起因したガタが切込付UISと燃料交換機の干渉に及ぼす影響が大きく、軸受内部隙間をなくすことにより干渉回避を確実にすることができることが明らかになった。このため燃料交換機軸受として予圧負荷により軸受内部隙間をなくすことが可能なアンギュラ玉軸受を採用することとした。燃料交換機軸受はナトリウムベーパを含む200
Cアルゴンガス中において使用されるため、通常用いられる液体潤滑材を使用することができない。このため燃料交換機軸受に適用可能な固体潤滑仕様をパラメータとして1/10スケール軸受を用いた気中試験を実施し、内外輪MoSコーティングステンレス,セラミックボールの組合せを選定した。また、実機運転環境を模擬したナトリウムベーパを含むアルゴンガス中において実規模軸受の耐久試験を実施した。実機軸受面圧1580MPaに対して不確かさを考慮して1745MPaを負荷し、燃料交換5回相当の期間において軸受の運転に問題がないことを確認した。
後藤 健博; 津島 広行; 桜井 直人; 城 隆久
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 13 Pages, 2006/07
高速増殖原型炉もんじゅでは、2005年3月より改造工事を開始した。改造工事に先立つ2004年6月より、予熱等にかかわる経費節減を目的として2次系のナトリウムをすべてドレンし、1次冷却系の1ループのみを循環して炉内ナトリウム温度を維持する1次主冷却系単独ループ運転としている。実施条件として次の2つの検討を行った。まず、冷却材であるナトリウムが循環する1次冷却系及び原子炉容器での放散熱が炉心崩壊熱を大きく上回ること,逆に炉内ナトリウム温度を200Cに保つためのヒータ容量が十分に確保されていることである。放散熱と崩壊熱の関係については、1次冷却系での放散熱は概算で約90から170KWであり、炉心崩壊熱は解析値から21.2KWと算出され、ポンプ入熱等を考慮しても明らかに放散熱より少なく、実機試験でも確認された。次にヒータ容量については、放散熱よりも実際に投入される予熱ヒータによる入熱が少なかった。このため、原子炉容器室の温度を上昇させ放散熱を抑制し、予熱ヒータの設定値を変更して予熱ヒータの投入量を増加させた。これらの措置により、1冷却系単独運転を実施することができた。1次冷却系単独ループ運転によって、発電所内の消費電力量を削減することができた。また、改造工事にあたっても2次系のすべてのループのナトリウムをドレンしているため大幅な工期短縮が図られた。
大野 修司; 宮原 信哉; 倉田 有司; 桂 了英*; 吉田 茂*
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 7 Pages, 2006/07
液体鉛ビスマス共晶合金(LBE)中の放射性不純物の移行挙動を明らかにするために、LBE中のポロニウム(Po-210)及び希土類元素(Gd, Eu)を対象とした平衡蒸発実験を実施した。実験では、等温容器中に生成した飽和蒸気を不活性ガスで容器外へ移送・捕集する「トランスパイレーション法」を用いた。LBE及びLBE中テルルの蒸発挙動についてはICONE12-49111にて報告済みであるが、今回は液体LBE中に放射化生成物や核破砕生成物として蓄積されるPo-210と希土類元素に関する実験の概要と結果をまとめる。希土類元素の実験では非放射性の同位体を使用した。LBEプールは質量約330
670g、4cm
14cmの表面積を有する。Po-210実験では小型の実験装置を使用し、Po-210は材料試験炉JMTRにおけるLBEの中性子照射で作成した。本実験研究を通じて、Po-210の蒸気濃度,蒸気分圧,LBE中の不純物の気液平衡分配係数などの基礎的かつ有益な蒸発データを450750Cの温度条件で取得した。Po-210実験では、PoはLBE中において保持され蒸発しにくくなる特徴を有するが、その揮発性はLBE溶媒に比べれば高いことが明らかとなった。また、Eu実験の一部では、Poに匹敵する高い揮発性が示唆された。この傾向は、プール表面付近に溶質濃度の高い部分が形成されたことに起因するものと考えられるが、さらに調査が必要である。本実験研究で得られた結果は、LBE冷却型原子炉システムにおいて放射性物質がガス空間へ移行する挙動を評価するにあたり重要かつ不可欠なものである。
宮原 信哉; 大野 修司; 山本 信弘; 斉藤 淳一; 平林 勝
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 7 Pages, 2006/07
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器伝熱管破損事故によるナトリウム-水反応を防止するため、ナトリウムと水との間に液体鉛ビスマス(LBE)を熱媒体として用いる中間熱交換器(AIHX)の概念がある。しかし、AIHXにおけるナトリウム-LBE間の伝熱管が破損した場合には、LBEがナトリウム系に漏えいすることが考えられる。そこで本研究では、400Cの流動するナトリウム中に同温度のLBEを漏えいさせ、その反応挙動及び反応生成物の移行と沈降挙動を実験的に調べた。その結果、漏えいしたLBEは流動するナトリウムと発熱反応することによりBiNaを主成分とする固体粒子状の反応生成物が生じること,これら粒子は凝集してナトリウムループ底部に沈降し濃度は徐々に減衰すること,超音波を利用したLBEの漏えい検出は熱電対による温度上昇測定と同様に有効な漏えい検出器となりうること等を明らかにした。
千年 宏昌*; 堀田 亮年*; 大貫 晃; 藤村 研*
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/07
革新的水冷却炉の熱設計に使用するサブチャンネル解析コードNASCAの物理モデル(液滴発生モデル及び横流れモデル)を原子力機構で行った試験結果を活用して改良した。