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村松 健; 劉 峭; 内山 智曜*
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/01
原子力発電施設のリスク管理への地震PSAの応用方法の検討を目的に、機器損傷相関の影響を考慮した複数基立地サイトの炉心損傷頻度(CDF)及び炉心損傷事故シーケンスの特徴について考察し、またアクシデントマネジメント方策としての電源融通の有効性についても検討した。Mark II型格納容器を有する隣接立地の二基のBWRを想定したシステムモデルを作成し、地震時のシステム信頼性解析用コードSECOM2を用い、機器損傷の相関を考慮したうえで、CDF及び炉心損傷事故シーケンスの構成を求めた。その結果、CDFが機器損傷相関の度合いに影響されることがわかった。また、NUREG-1150に決められた機器の相関係数を使用した際、一基のみのCDF,サイトにおけるCDF(二基のどちらかが炉心損傷、二基同時のCDFはそれぞれ1.3倍、1.2倍、2.3倍に増加した。さらに、異なるシーケンスの組合せによって二基同時に炉心損傷に至る可能性があることを示した。電源融通を考慮した場合は、一基のみのCDF、サイトにおけるCDF、二基同時のCDFがともに減少し、電源融通はリスク低減に有効である可能性が示された。
北村 哲浩; 中道 晋哉; 岡田 尚
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/04
グローブボックス解体設備におけるグローブボックス解体データを分析し、ある程度の精度で作業単位ごとの必要時間の算出を試みた。例えば、変動差が30%程度以下であれば、ほぼ定型化作業とみなせ作業時間の見積もりが可能である。また変動が大きくとも作業時間が少なければ、ある程度小さな上限値で押さえることができ、作業時間の見積もりが可能である。すなわち、ある程度時間のかかる作業で変動が30%程度以内のものを「作業予測が可能」な作業と定義し、大きな変動はあっても時間のかからない作業を「抑制可能」な作業と定義し、それ以外を、「作業予測が不可能」な作業と定義し分別整理した結果、ほぼすべての作業の推定が可能となることがわかった。
斉藤 淳一; 荒 邦章; 杉山 憲一郎*; 北川 宏*; 岡 伸樹*; 吉岡 直樹*
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 5 Pages, 2007/04
液体ナトリウムは熱伝導率や液体温度範囲が広いことから高速炉の冷却材として使われている。しかしながら、ナトリウムの水や酸素との反応性は非常に高い。そこで、ナトリウムの化学的活性度を抑制する革新的な技術の開発が望まれている。本研究の目的は液体ナトリウム中にナノメートルサイズの金属微粒子を分散させることにより、ナトリウムの化学的活性度を抑制することである。本研究のサブテーマはナノ粒子の製造,反応抑制効果の評価と高速炉への適用性評価である。本発表では研究計画について述べる。
林 孝夫; 櫻井 真治; 正木 圭; 玉井 広史; 吉田 清; 松川 誠
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04
JT-60SAはDEMO炉に向けてITERに寄与及び補完するトカマク型核融合装置である。JT-60SAの大きな特徴の一つはその高パワー及び長時間放電であり、その結果として、多量のDD中性子が放出される。真空容器の予想線量は、10年運転3か月冷却で1mSv/hを超えるため、人が真空容器内へ入ることは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔操作システムが必要とされている。本発表は、JT-60SAの遠隔操作システムに関するものであり、特に遠隔操作のレール展開及びダイバータモジュールの交換について詳細に示している。JT-60SAのリモートハンドリング(RH)は、全18セクションのうち4箇所の水平部大口径ポート(高さ1.8m,幅0.6m)を用いる。RH機器は、プラズマ実験期間中は撤去されており、メンテナンスの前後に設置及び撤去を行う。またRH装置は、重量物用と軽量物用のマニピュレータの2種類を備えており、軽作業用のマニピュレータは、重量物用を運搬する際に展開したレール上を自走することができるビークルタイプである。
佐原 史浩*; 村上 武志*; 三原 守弘; 大井 貴夫
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/04
TRU廃棄物処分システムの、より信頼性の高い性能評価を行うためには、バリア材料の変遷挙動を考慮したニアフィールド水理場の長期的変遷評価を可能とするシステムの構築が必要である。この評価システムの構成要素として力学挙動解析システム(MACBECE)を開発した。このMACBECEは、バリア材の化学的変遷状況や岩盤クリープ変形量をインプットとして、バリア材の変形量を算出し、また化学的変質状況と変形量を加味した透水係数を算出するシステムである。MACBECEを用いて、円形処分坑道断面を対象に、仮定した化学的変遷状況をインプットとした長期力学挙動解析を実施し、ニアフィールドにおける長期的な変形、及び水理場の変遷状況を評価した。その結果、飽和後の人工バリアの変形は、坑道壁面の変位に強く依存し、坑道壁面の変位が無視できる場合は緩衝材の膨潤圧による坑道内部の変形は微小であり、緩衝材も安定していることがわかった。逆に坑道壁面の変位量が有意な場合は、緩衝材の厚さが減少する一方で密度は高くなるので、物質移行への影響は相殺される可能性があることが示された。
century梅木 博之; 内藤 守正; 牧野 仁史; 大澤 英昭; 中野 勝志; 宮本 陽一; McKinley, I. G.*
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04
事業段階へ移行した21世紀に入ってから、日本の地層処分計画を取り巻く状況は急速に変化し、とりわけパブリックアクセプタンスへの関心が高まり、また原子力ルネサンスとも関連して処分技術に求められる要件への柔軟性を確保することの必要性が大きくなっている。このため、そのような複雑なプロジェクトを支援するための研究開発を進めるうえで、要件や成果の品質,知識ベースなどを体系的に管理することが極めて重要となってきている。本稿では、現行の4万本のガラス固化体を処分する処分場概念を出発点に、廃棄物の多様化,次世代の処分場概念とその構築に必要な設計/安全評価のツールとデータベース,意思決定の支援に必要な管理ツールなど、幾つかの重要な課題について包括的に論じる。
青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 佐野 明*; 内藤 晋*; 隅田 晃生*; 泉 幹雄*; 前川 立行*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; et al.
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04
線標準線源でイオン電流を校正し求めたウランが付着したサンプルの放射能は、化学分析で求めた放射能から約40%低かった。そこで、ひとつのサンプルの化学分析結果を用いてイオン電流を再校正した結果、すべてのサンプルの放射能を誤差10%以内で評価できることを確認した。
平田 洋介*; 中原 克彦*; 佐野 明*; 佐藤 光吉*; 青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 南部 健一*; 高橋 浩之*; 小田 昭紀*
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04
大型廃棄物のクリアランス検認を可能にする計測システムの実用性を確認するため、実ウランサンプルを使用して放射能を測定した。本件は、測定に対応して行った、実廃棄物に対する3次元CFDシミュレーションの結果についての報告である。構築したイオン輸送モデルを用い、2種類の廃棄物パイプに対してイオンの輸送効率を計算して実験と比較し、妥当な結果を得た。
山野 秀将; 飛田 吉春; 藤田 哲史; 鈴木 徹; 神山 健司; 守田 幸路*; Maschek, W.*; Pigny, S.*
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における複合現象を模擬するため、JAEAでは二次元多速度場多相多成分オイラー型流体力学コードに燃料ピン及び空間・エネルギー依存核計算モデルを結合したSIMMER-IIIコードを開発してきている。最近では、SIMMER-IIIと同等の物理モデルを有しつつ三次元化されたSIMMER-IVも開発された。本論文では、SIMMER-III/IVのモデル及び手法について、最近のモデル改良を強調して簡単にレビューする。また、コード検証計画の主要な成果を述べた後、コード適用計算例について記述する。SIMMER-IVを用いた三次元計算によって、より現実的な事故シナリオを描くとともに、この計算結果はまた事故後物質移動・再配置過程を研究するための崩壊炉心状態に供される。
佐藤 博之; 大橋 弘史; 坂場 成昭; 西原 哲夫; 國富 一彦
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04
日本原子力研究開発機構は高温ガス炉に水素製造システムを接続する研究開発を行っており、水分解熱化学ISプロセスは水素製造システムの最有力候補である。高温ガス炉接続ISプロセスでは、ISプロセスにおいて異常事象が発生した場合においても原子炉の運転を継続するためのシステムを確立することが必要である。本研究では、ISプロセスで想定される異常事象を摘出し、新しく開発した動特性解析コードを用いて評価を行った。本研究により、蒸気発生器と放熱器による冷却システムが、ISプロセスの異常事象に原子炉の運転に対して優れた性能を持つことを証明することができた。
五十嵐 誉廣; 三輪 幸夫; 加治 芳行; 塚田 隆
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04
粒界型応力腐食割れ(IGSCC)の特徴の一つである分岐き裂を再現する2次元粒界型応力腐食割れ進展モデルの開発を行った。モデルでは、粒界の長さ,粒界強度などの「結晶粒スケール」の要因によりIGSCC進展が実現される。特に、粒界腐食と粒界に作用するせん断応力をパラメータとしてモデルに導入した。本モデルを用いて、幾つかの荷重条件,せん断応力条件におけるIGSCC進展の計算機シミュレーション解析を行った。解析結果より、き裂分岐は粒界に対するせん断応力の影響により実現されること、そしてせん断応力と粒界腐食の相乗的影響によって、荷重方向に対し斜めに進展する傾向が見られることがわかった。
松場 賢一; 伊藤 主税; 川原 啓孝; 青山 卓史
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04
ナトリウム冷却型高速炉では、運転温度が高温であり、原子炉出入口温度差も大きいため、構造材に有意な熱応力が発生する。したがって、高速炉の構造健全性を担保するためには、1次系配管の温度変化や熱応力を監視することが重要である。構造健全性監視技術を高度化する手段として、温度やひずみの連続分布,変位や振動を測定可能な光ファイバを適用することが有効である。高速実験炉「常陽」では、高速炉の構造健全性監視への光ファイバの適用性実証を目的として、FBGセンサを用いた1次系配管の変位及び振動の測定を実施している。原子炉運転に伴う高放射線線量率環境下で測定を行い、原子炉運転約120日分に相当する積算
線線量4
10
Gyまでの照射では、反射光強度の低下による測定への有意な影響はなかった。また、1次系配管サポートの変位測定結果は、当該部の温度変化量に線熱膨張係数を乗じて求めた熱変位量の計算値とおおむね一致した。さらに、配管サポートの振動スペクトルの主なピーク周波数が加速度計による測定結果とおおむね一致した。これらの測定結果は、高放射線環境下の変位や振動監視への光ファイバの適用性を示すものである。
高松 邦吉; 中川 繁昭; 武田 哲明
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04
HTTRの原子炉動特性と炉心熱流動を解析するACCORDコードは、4本の燃料チャンネルモデルと20個の温度係数を用いることができるよう改良した。さらに、炉心冷却材流量低下試験時の、燃料チャンネルと炉心部の伝熱現象を考慮できるよう、本コードに炉心構造材の解析モデルを追加した。本報告では、反応度添加試験及び循環機1, 2台停止試験の実測値を用いて行った、新しい解析コードの評価結果を述べる。最後に、循環機3台停止試験の事前解析結果についても述べる。原子炉出力は、負の反応濃度フィードバック効果により、30MWから崩壊熱レベルまで低下するが、約5時間後に再臨界となった。しかし、再臨界時の出力ピーク値は、ほんの2MWであった。
伊藤 主税; 籠田 栄一; 石田 公一; 北村 了一; 青山 卓史
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 9 Pages, 2007/04
「常陽」では、照射試料を装填しているキャプセルの内部温度をオンラインで制御できるオンライン温度制御型材料照射装置(MARICO)を開発し、炉内クリープ破断試験を実施している。MARICO2号機(MARICO-2)では、混合ガス置換型温度制御キャプセルの温度制御方法の改善、電気ヒータ型温度制御キャプセルの新設、クリープ破断試料の検知・同定方法の高度化等の改良を行った。このMARICO-2を用いて、平成18年4月より、高速炉燃料被覆管材料の候補材である酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼の炉内クリープ破断試験を開始し、MARICO-1を超える750
Cの温度条件においても目標温度
4C以内での温度制御を達成した。また、熱電対の温度ゆらぎ及びカバーガスの放射能測定により試料のクリープ破断を検知するとともに、レーザ共鳴イオン化質量分析法を用いて破断した試料の同定に成功した。
武田 哲明; 一宮 浩一*
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 4 Pages, 2007/04
日本原子力研究開発機構では高温ガス炉(HTGR)により得られる高温の熱を用いて、天然ガスの水蒸気改質法による水素製造システムの技術開発を進めてきた。高温ガス炉水素製造システムでは高温のヘリウムガスにより水蒸気改質器の反応管を加熱する。このシステムでは、水蒸気改質器の反応管外表面に直交フィンを設け、この反応管をガイド管内に挿入した環状流路構造を採用している。しかしながら、フィン付き反応管の製作性や加工に伴う構造強度の低下を考慮しなければならない。そこで、水蒸気改質器の流路構成を模擬した試験装置を用いて伝熱流動実験を行い、高空げき率多孔性材料を用いた伝熱促進法と水蒸気改質器への適用性を検討した。
後藤 実; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 武田 哲明
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04
VHTRの核設計に対する核計算コードの適応性を検証するために、HTTRの炉心特性の解析を行った。また、核データライブラリの違いがHTTRの炉心計算に及ぼす影響について検討した。MVPコードによる室温条件でのHTTRの過剰反応度の計算結果は試験結果に対して0.4%
k/k以内の差異で一致したのに対し、SRACによる計算結果は、試験結果を1.5%k/k過大評価した。MVPによるHTTRの炉心計算結果と試験結果との比較から、JENDL-3.3, ENDF/B-VI.8、及びJEFF-3.1を用いたHTTRの過剰反応度の計算結果と試験結果の差異は、それぞれ、0.4%k/k, 0.7%k/k、及び0.7%k/kとなった。
佐藤 治夫
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/04
スメクタイトは、地層処分において使用される人工バリア材及び埋め戻し材を構成する重要粘土鉱物である。本研究では、熱力学理論とスメクタイト中の層間水の熱力学データに基づいてベントナイト緩衝材の膨潤圧を解析した。スメクタイトの乾燥密度0.6-0.9Mg/m
の範囲において、含水比をパラメータにスメクタイト表面の水の相対部分モルギブスの自由エネルギー(G)を測定した。Gは含水比の減少に伴い低下し、過去に報告されたクニピアFと同様な傾向であった。水と含水したスメクタイト間での平衡状態における水の化学ポテンシャルバランスからGに基づいて膨潤圧を計算し、さまざまな種類のベントナイトや種々の条件で取得された実測値と比較した結果、計算値は実測値と一致した。このことは、さまざまなベントナイトの圧縮条件における膨潤圧を含水比に対するGとの関係に基づいて評価できることを示している。さらに、膨潤圧に及ぼすイオン強度の影響やエンタルピー及びエントロピーについても検討する。
田中 忠夫; 中山 真一
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/04
再処理施設等から発生するTRU廃棄物のうち、アルファ核種濃度が低い廃棄物の相当量は浅地中処分が対象となる。TRU核種は浅地中環境で種々の化学形態をとるばかりではなく、土壌や岩石との相互作用も複数のメカニズムが関与しているとされている。このようなTRU核種の移行現象は、固液間相互作用として従来から用いられている単一の分配係数を用いるモデルでは十分に説明できない。本研究では、種々の土壌を対象としてアメリシウムの移行挙動をカラム実験で調べ、さらにカラム内移行メカニズム及び収着メカニズムを検討した。また、実験結果に基づき、移行現象を説明するための現象解析モデルを提案し、その適用性を検証した。
曽我 知則; 関根 隆; Wootan, D. W.; 田中 康介; 北村 了一; 青山 卓史
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/04
原子力機構では、「常陽」を用いたマイナーアクチニド含有混合酸化物燃料の照射試験を進めている。2回の照射試験が、「常陽」MK-III炉心の第3サイクルにおいて実施された。試験用燃料ピンは、Amを含むMOX燃料(Am-MOX)、又はAm及びNpを含むMOX燃料(Np/Am-MOX)を装填した6本である。燃料溶融の有無を確認するため、430W/cmの高線出力密度で10分間保持する最初の試験が2006年5月に実施された。本試験の後、試験用集合体内の1本のAm-MOX燃料ピンと1本のNp/Am-MOX燃料ピンがダミーピンに交換された。残り4本の試験燃料ピンは、2006年8月にMAの再分布挙動を確認するため、「常陽」において24時間再照射された。各試験燃料ピンの線出力密度は、モンテカルロ計算コードMCNPを用いて解析し、その解析値をMK-III炉心で測定されたドシメータの反応率により補正した。これらの試験燃料ピンの燃料溶融の有無,MAの再分布を確認する照射後試験が進行中である。
久慈 雅栄; 佐藤 稔紀; 見掛 信一郎; 原 雅人; 南出 賢司; 杉原 弘造
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/04
瑞浪超深地層研究所(MIU)が建設中である。MIUは深さ1,000mの2本の立坑と水平坑道群から構成される。主立坑の直径は6.5m、換気立坑の直径は4.5mである。2本の立坑を接続する水平トンネルは100m間隔で掘削される。深さ約500mに中間ステージ、及び深さ約1,000mに最深ステージが、科学的研究のために設置される予定である。主立坑,換気立坑の2006年11月時点の深度はそれぞれ180mと191mである。掘削の進行に伴い立坑への湧水量が増加し、プロジェクト進行に支障が生じている。湧水量を低減するために、ポストグラウトとプレグラウトが計画されている。換気立坑においてポストグラウト試験施工を実施され、その適用性が評価された。
