Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
太田 宏一*; 尾形 孝成*; 山野 秀将; 二神 敏; 島田 貞衣*; 山田 由美*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
The experimental analyses of the U-Pu-Zr fuel pin behavior during transient overpower (TOP) tests were performed by CANIS, and the residual cladding wall thickness and molten region of the fuel alloy after the tests, and the reactivity inserted by molten fuel extrusion before the fuel pin failure were compared with the experimental results. On the basis of these analysis results, detailed calculation models were developed for and implemented into CANIS to be made it possible to consider changes in the local properties of the fuel alloys due to redistribution of fuel constituents during steady-state irradiation and in the cladding thinning rate depending on the fuel-cladding interface temperature. The modified CANIS properly predicted fuel behavior and resulting reactivity changes before fuel pin failure in TOP events.
吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021601_1 - 021601_9, 2023/04
高速炉の固有安全として知られているものの1つとして、炉心が径方向に膨張することにより自動で添加されるフィードバック反応度がある。プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれた炉心支持板反応度評価手法の妥当性確認のため、高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R及びBOP-301試験)のベンチマーク解析を実施し、実測データとの比較から、フィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。
濱本 真平; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 関田 健司; 渡辺 周二; 古澤 孝之; 飯垣 和彦; et al.
Nuclear Engineering and Design, 388, p.111642_1 - 111642_11, 2022/03
被引用回数：2 パーセンタイル：53.91(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究開発機構は、2011年の福島第一原子力発電所事故を契機に作られ2013年12月に施行された新しい規制要件に、高温工学試験研究炉(HTTR)を適合させた。様々な高温ガス炉(HTTR)安全試験を通じて得られたHTGRに関する知見を基に、既存の構造物,系統及び機器の安全性及び耐震分類が議論された。防護の対象となる構築物,系統及び機器が再検討し、安全機能に影響を及ぼす内的・外的脅威への対策が強化された。さらに、設計基準を超える事故として、多量の放射性物質が放出されるおそれのある事故に対する措置を講じた。我々のこの対応が、新しい規制要求に適合していることを、原子力規制委員会は厳格かつ適切に審査した。2014年11月に提出したHTTRの設置許可変更申請書は、9回の修正を経て2020年6月に承認された。この対応は、高温ガス炉の特性を反映すれば、強化された規制要件を満たすためでも合理的に設計できることを示しており、今後の高温ガス炉の開発の参考になると考える。
小田 治恵; 川間 大介*; 清水 浩之*; Benbow, S. J.*; 平野 史生; 高山 裕介; 高瀬 博康*; 三原 守弘; 本田 明
Journal of Advanced Concrete Technology, 19(10), p.1075 - 1087, 2021/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Construction & Building Technology)TRU廃棄物処分場では安全性や構造の安定性の確保、及び放射性物質の移行遅延などの観点からコンクリートの使用が考えられている。本研究では、コンクリートの劣化及びひび割れ発生をコントロールする化学-輸送-力学にまたがる非線形連成プロセスを対象とし、複数の計算プログラムを用いて連成解析を実施した。このような連成解析モデルを開発することにより、TRU廃棄物処分場における長期のコンクリート劣化及びひび割れの発生をコントロールする可能性のある重要な非線形プロセスと関係を見出していくことができる。
橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07
過大地震荷重下における構造物の破損メカニズムを明らかにすることは非常に重要である。一方で、実際の構造材料を使用した構造物試験は非常に難しく、費用もかかる。そのため、過度の地震荷重下での構造破損メカニズムをシミュレートするために、模擬材料として鉛合金を用いた試験技術を提案した。この研究では、鉛合金を使用して材料試験を実施し、模擬材料試験の有効性を検証した。さらに、一連の材料試験の結果に基づいて、鉛合金の非弾性構成方程式(最適疲労破損式と動的応力-ひずみ関係式)を作成した。提案した式を用いることで、有限要素解析等の非線形解析も実行可能にした。これらの結果から、模擬材料試験技術が、過大地震荷重下での構造物の破損メカニズム解明に有効な手法として提案することができた。
北野 彰洋; 中島 健*
Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1205 - 1210, 2018/04
フィードバック反応度は、高速炉炉心設計において考慮され、特に出力係数が負になることが重要であり、実機運転においても確認することが必須となっている。もんじゅで実施されたフィードバック反応度測定試験では、ゼロ出力臨界状態で正の反応度を投入し、フィードバック反応度により安定状態となるまでのプラントデータを採取した。得られたデータに基づきフィードバック反応度係数の評価が実施されているが、これまでの評価では、臨界点における原子炉出力及び原子炉入口温度に着目した評価手法であったため、1回の試験取得できるデータが2点に限定されていた。既存の臨界点での評価では3回の試験データを使用したため、3日間の期間が必要であった。本研究では、逆動特性を適用し、1回の試験結果でフィードバック反応度を評価する手法を考案し、実機への適用性を確認した。
佐藤 寿樹*; 武内 豊*; 垣内 一雄*; 山下 真一郎; 永瀬 文久
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/09
2015年以降、既存軽水炉に事故耐性燃料を適用するための技術基盤を整備することを目的に掲げて、新たに日本国内の研究開発プロジェクトが立ち上がった。炭化ケイ素(SiC)は、事故耐性燃料候補材料の一つであり、本プログラムにおいて適用性に関する広範囲の研究が実施されている。本プログラムの研究の一つとして、設計基準内での燃料ふるまい解析を含めた新たな手順を開発し、それを用いて予備的な解析を実施した。解析の結果として、ジルカロイとSiCでは、典型的な過渡事象や冷却水喪失挙動において大きな違いは無いことが結論付けられた。
山田 文昭; 有川 晃弘*; 深野 義隆
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
ナトリウム冷却高速炉において低圧である冷却材配管のギロチン破断は物理的に生じないが、高速増殖原型炉もんじゅでは安全評価の一つとして、ギロチン破断を念のために仮想的に設定し、許認可のための評価を行ってきた。本論文では、もんじゅ1次主冷却系配管大口径破損時の炉心冷却能力評価において、評価結果に影響を及ぼす現象について、以下のこれまでの試験データの蓄積を踏まえ、解析評価の妥当性を検証した。(a)炉心流量低下に伴い生じる炉心ナトリウム沸騰に関する試験データ、(b)1次主冷却系循環ポンプトリップ後のフローコーストダウンのもんじゅデータ、(c)燃料被覆管の破損評価に用いるLMP回帰曲線の照射済み燃料被覆管急速加熱バースト試験データ、さらに、原子炉トリップ信号応答時間等のもんじゅ実機データも適用し、炉心冷却能力を最新評価した。その結果、燃料被覆管の破損率は従来評価を上回ることなく、あえて1次主冷却系配管にギロチン破断を仮定したとしても、炉心の大規模な損傷に至らないことを評価した。
高松 邦吉; 中川 繁昭
日本原子力学会和文論文誌, 5(1), p.45 - 56, 2006/03
高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850
C/高温試験運転950C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するため、HTTRでは反応度投入事象として制御棒引抜き試験を実施している。従来の解析モデルを用いた1点炉近似による動特性解析では、制御棒引抜き事象を十分再現できないことが明らかになっている。本研究において、新たに領域別温度係数を用いて解析を行った結果、試験時の実測値を正確に再現することができ、高温ガス炉の動特性解析手法を高度化することができた。
analyses with ferromagnetic and plasma rotation effects and wall geometry for a high steady state tokamak栗田 源一; Bialek, J.*; 津田 孝; 安積 正史*; 石田 真一; Navratil, G. A.*; 櫻井 真治; 玉井 広史; 松川 誠; 小関 隆久; et al.
Nuclear Fusion, 46(2), p.383 - 390, 2006/02
被引用回数：9 パーセンタイル：31.21(Physics, Fluids & Plasmas)限界ベータの値は、アスペクト比が3のトカマクでは、
/
2, とは、各々強磁性体壁と真空の透磁率を表す、の強磁性の効果によって約8%減少することが示された。高アスペクト比のトカマクでは、観測されなかったトロイダル・プラズマ回転とプラズマ散逸の効果によってできる抵抗性壁モードに対する安定窓がアスペクト比が3のトカマクでは存在することが示された。安定窓に対する強磁性の効果もまた調べられた。VALENコードによる有限抵抗の安定化板と真空容器の形状を含めたNCT(国内重点化装置)プラズマの限界ベータ解析が始められ、安定化板の受動的安定化効果に対する結果が得られた。NCTプラズマの現状の設計案に対する真空容器及び能動的フィードバック制御の安定化効果を含んだ計算もまた行われた。
高松 邦吉; 中川 繁昭
JAERI-Data/Code 2005-003, 31 Pages, 2005/06
JAERI-Data-Code-2005-003.pdf:4.83MB
高温工学試験研究炉(HTTR)では、安全性実証試験として循環機停止試験を実施しており、冷却材流量低下事象に対して原子炉を緊急に停止させなくても、原子炉出力は安定状態に落ち着き、炉内温度の過渡変化が非常に緩慢であるという高温ガス炉の固有の安全性を実証している。本研究では、循環機停止試験の試験データを用いて、動特性解析コードTAC/BLOOSTコードの検証を行った。TAC/BLOOSTコードは、原子炉圧力容器表面からの放熱による原子炉残留熱挙動を解析でき、1点炉近似動特性を考慮した原子炉出力の変化や原子炉圧力容器内の温度分布を求めることができる。検証の結果、解析結果は試験データを再現していることが明らかとなり、TAC/BLOOSTコードによる炉心動特性解析は妥当であることを確認できた。
Konovalov, S. V.; Mikhailovskii, A. B.*; Kovalishen, E. A.*; Kamenets, F. F.*; 小関 隆久; Shirokov, M. S.*; 滝塚 知典; Tsypin, V. S.*
Doklady Physics, 49(7), p.405 - 408, 2004/07
被引用回数：1 パーセンタイル：11.79(Mechanics)真空容器の外側に設置されたフィードバックシステムによる新古典テアリングモードの制御効果を解析的に明らかにした。磁気島列に対する外部制御パラメータは、ステップ状の平衡電流分布に対して求められた。適切なパラメータの設定により、磁気島幅と回転の応答を説明できた。このフィードバックシステムは磁気島の回転制御をもたらし、特にNTMの分極電流効果の安定化に重要であることを示した。
O
左右田 稔*; 安井 幸夫*; 伊藤 雅典*; 飯久保 智*; 佐藤 正俊*; 加倉井 和久
Journal of the Physical Society of Japan, 73(2), p.464 - 468, 2004/02
被引用回数：41 パーセンタイル：81.26(Physics, Multidisciplinary)酸素欠損ペロヴスカイト系NdBaCoOにおける中性子回折実験によりT=360Kの反強磁性秩序及び初めてT=250Kの電荷秩序が明らかにされた。またこの物質におけるCoOピラミッドのCoイオンのスピン状態が両相において高スピン状態であることが示唆される結果が得られた。
井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), 16 Pages, 2003/10
BWR炉心では、核動特性と熱水力特性は常に相互に影響し合い、これを核熱結合と呼ぶ。従来は、炉外での核熱結合模擬は困難であった。これは、主として核動特性のリアルタイム模擬と高温・高圧でのボイド率のリアルタイム計測が困難であったことによる。著者らは、核動特性のリアルタイム模擬の手法を提案するとともに、リアルタイム計測が可能なボイド率計測手法を確立し、炉外での核熱結合模擬に成功した。この模擬手法を用いて、核熱結合条件でのチャンネル安定性データをTHYNCにより取得した。実験は、圧力2-7MPa,サブクーリング10-40K,質量流束270-667kg/m
sの範囲で行った。THYNCデータでは、核熱結合効果により、チャンネル安定限界は低下した。今回のTHYNC実験では実機の場合よりも核熱結合の影響が顕著となる条件設定であったが、非核熱結合条件の場合に比べて安定限界低下率は、圧力7MPaで10%以内であった。
立花 光夫; 島田 太郎; 柳原 敏
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.489 - 492, 2002/06
原子力施設の解体作業に適用する遠隔解体ロボットを開発した。遠隔解体ロボットは、双腕型マニピュレータを有し、画像フィードバック及び力フィードバックにより、遠隔解体ロボットを正確な位置に動作させ、適切な力を供給し解体作業を安全に実施することができる。開発した遠隔解体ロボットを用いて動作制御試験を行った結果、あらかじめ作成した遠隔解体ロボットの動作データに画像フィードバックを行い、複雑な形状の機器に対して切断,測定,除染等の一連の解体作業を力フィードバックにより実施できることを確認した。
波多江 仰紀; JT-60チーム
Proceedings of 6th Japan-Australia Workshop on Plasma Diagnostics (CD-ROM), 16 Pages, 2002/00
JT-60Uの計測システムは約50の計測装置から構成されている。近年、電子温度,電子密度,イオン温度,プラズマ回転,プラズマ電流密度(安全係数)といったプラズマパラメタの詳細な径方向分布計測が可能となった。これにより、プラズマの内部構造の理解が進展し、近年、これらを用い不磁気シアプラズマにおける内部輸送障壁の研究が精力的に進められている。さらに、MSE計測装置を用いてプラズマ中心部の電流密度分布がゼロまたはゼロに近い「電流ホール」を新たに発見した。いくつかの計測装置の信号(電子密度,中性子発生率,放射損失,蓄積エネルギー,温度勾配)は、アクチエーターであるNBI,ECH,ガス供給システムなどとリンクさせ先進実時間制御を行うことによりプラズマの閉じ込め性能をより向上させることができた。ITERで生成される燃焼プラズマのための計測装置の開発研究も進めている。
田村 文彦; 山本 昌亘; 吉井 正人*; Schnase, A.*; 大森 千広*; 上杉 智教*
Proceedings of 8th European Particle Accelerator Conference (EPAC 2002), p.2106 - 2108, 2002/00
JAERI-KEK統合計画(JKJ)のシンクロトロンにおけるビームローディング補償用の高速のディジタルRFフィード・フォワード・システムのコンセプト及びデザインを示す。JKJシンクロトロンは3及び50GeVの大強度陽子シンクロトロンであり、安定した加速のためにはビームローディング補償が必須である。ビームローディング補償はディジタルRFフィード・フォワード・システムによって実現される。この発表では、フィード・フォワード・システムのインプリメンテーションの詳細について述べる。システムは、ダウンコンバータ,ディジタルフィルター及びアップコンバータから構成される。フィルタは2つのインプリメンテーションが可能であり、1つはASICフィルタ・チップを使用し、また他方はFPGAを使用する。
塚本 導雄; 高田 準一; 小池 忠雄; 渡邊 浩二*; 宮田 定次郎*; 西尾 軍治*; 村田 幹生*; 内山 軍蔵
JAERI-Tech 2001-031, 47 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-031.pdf:2.75MB
再処理溶媒(溶媒)と硝酸との異常化学反応に起因した爆発は、再処理施設のDBAに選定されている。そこで、原研では爆発がプルトニウム濃縮缶で起きた場合を想定し、セル換気系の安全性とHEPAフィルタの健全性が確保できることを実証するため、溶媒と硝酸とを反応容器に貯え、密封し、種々の加熱条件下で生成した硝化溶媒(TBP錯体等)を急激に熱分解させて、爆発を誘起させるニトロ化溶媒爆発試験を実施した。試験の結果、以下に述べる知見を得た。硝化溶媒の熱分解により溶媒1kgが噴出して爆発を起こした場合、実験的方法により導出した最大質量放出速度と最大エネルギー速度は、0.59[kg/s]と3240.3[kJ/kg・s]である。この爆発による波及がセル換気系に与える影響は小さく、HEPAフィルムの健全性が確保できることを実証した。
中川 繁昭; 齋藤 賢司; 本間 史隆; 橘 幸男; 國富 一彦
JAERI-Tech 2000-009, p.88 - 0, 2000/02
JAERI-Tech-2000-009.pdf:6.19MB
高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)の出力上昇試験における制御特性試験は、出力上昇段階において初めて実施可能な加圧水温度制御系、原子炉入口温度制御系、原子炉出力制御及び原子炉出口温度制御系を対象とした試験である。これらの制御系に対して、定値制御特性及び外乱応答特性を明らかにするための試験計画を立案した。この試験によりHTTRの制御特性が明らかになるとともに、比例ゲイン及び積分時定数等の通常運転における制御定数が決定される。また、試験のため原子炉に人為的に外乱を与えることから、試験実施時の安全確保について必要な検討を実施した。本報告書は、HTTR出力上昇試験における制御特性試験の内容及び試験実施時の安全性について検討した結果をまとめたものである。検討の結果、制御特性試験を安全かつ効率的に実施できる見通しを得るとともに、試験対象の制御系について外乱に対する安定領域を明らかにすることができた。
中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 3, p.1286 - 1292, 1999/00
核分裂性溶液の臨界事故時の収束機構を調べるために、TRACY超臨界実験時の反応度フィードバック変化を評価した。添加反応度0.3~2.9$の実験における出力変化の測定値から、逆解析法を用いて、全フィードバック反応度を計算した。温度フィードバック効果は、エネルギーの測定値と経験的に定めた反応度温度係数を用いて評価した。これにより、放射線分解ガスボイドの反応度効果は、全反応度と温度フィードバック反応度の差として求まる。第1出力パルスにおける反応度フィードバックの内訳を調べた結果、添加反応度1.5$以下の実験では、出力ピークにおけるボイド反応度効果は無視できる程小さいことがわかった。一方、パルス終了時では、添加反応度0.5$以上の実験において、ボイド効果が主となっている。
