Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
素都 益武
Journal of Energy and Power Engineering, 14(8), p.251 - 258, 2020/08
炉心支持板膨張反応度は、炉心支持板の膨張に起因して炉心が径方向に膨張することによる負の反応度であり、除熱源喪失時の炉停止失敗事象(ULOHS)の終息に重要な役割を果たす。従来、炉心支持板の膨張には、支持板の膨張のみを考慮しているが、詳細にみると原子炉容器内の温度分布によって部位ごとに膨張の度合いが異なるため、支持板膨張による炉心の径方向膨張が妨げられる可能性も否定できない。本論文では、原子炉容器の三次元モデルの熱膨張の詳細解析により、熱膨張モデルの妥当性を確認した。その結果、炉心槽の一部はその外側の上部支持構造によって膨張が妨げられるが、炉心槽の上部にある炉心支持枠では膨張は制約されない、すなわち、炉心の膨張は制約されないことを確認した。
辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08
ナトリウム冷却高速炉(SRF)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用の最適化が重要である。SFRの炉容器を模擬した1/10縮尺水試験装置を用いて、原子炉容器内の自然循環現象を把握する水試験を実施している。本報では粒子画像流速計測法(PIV)によって計測した炉容器内の自然循環流動場について報告する。炉心燃料の20%が下部プレナムのコアキャッチャ上に一様に堆積した場合に、浸漬型熱交換器を運転する条件で試験を実施した。PIV計測の結果、下部プレナム及び上部プレナムの中心付近で上昇流を確認した。また、上部プレナムでは炉壁近傍、下部プレナムでは炉心最外層から下降流が発生することを確認した。さらに温度場と速度場の関連性を検討することで、炉容器内の自然循環現象を把握した。これらの結果より、浸漬型DHX運転時に自然循環冷却パスが確立していることを確認した。
Karahan, A.*; 川田 賢一; Tentner, A.*
Proceedings of 2018 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo; Embedded Topical International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/11
An initial comparison of the SAS4A version 5.2 code predictions and observed results of two of the CABRI-1 Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) Oxide Fuel tests has been accomplished. The selected experiments are (1) AI3, a Transient Over-Power test and (2) BI3, a Loss-of-Flow and Transient Over-Power test. The initial simulations describe the test events up to the time of cladding failure and results such as onset of the coolant boiling, time and spatial variation of the fuel pin temperature, and clad failure time and location are given. The calculated clad failure results are in reasonable agreement with the corresponding experimental results. Directions for further improvement of the mixed oxide fuel models of the SAS4A code are outlined.
佐々木 新治; 前田 宏治; 古屋 廣高*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.276 - 282, 2018/03
被引用回数：3 パーセンタイル：30.05(Nuclear Science & Technology)The lifetime of control rods is limited by the absorber (B
C pellets)-cladding mechanical interaction (ACMI). Therefore, sodium (Na)-bonded control rods were developed for long-life control rods. Na-bonded control rods have been irradiated in the experimental fast breeder reactor, JOYO MK-III, and the diametrical changes of the Na-bonded absorber pins after the irradiation were measured in detail. In this paper, these detailed measurements were compared with the results obtained in helium (He)-bonded control rods with and without the shroud tube in a wide burn-up range. From the comparison, it was concluded that the Na-bonded absorber pins are very effective for achieving long-life control rods.
佐々木 新治; 丹野 敬嗣; 前田 宏治
Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 6 Pages, 2017/00
高速炉での照射中には、径方向の温度勾配により、径方向に組織変化と径方向の元素分布の変化が発生する。このため、マイナーアクチノイドが含まれるMOX燃料の照射による振る舞いを研究することは、高速炉燃料の開発に重要である。燃料試料の詳細な観察と元素分析を行うために、FE-SEM/WDXを用いて、照射済のMA-MOX燃料の照射後試験を実施した。試料は高い放射能量と
線を有するため、装置は改造している、(1)放射性物質の漏洩を防ぐため、FE-SEMとシールドを遠隔でコントロールする試料移送装置を取り付けた。(2)装置と作業者の被ばくを防止するため、装置は遮へい体の内部にインストールし、制御系は外部に移設した。照射されたMA-MOXには組織変化が観察され、特性X線のピークを検出することに成功した。特性X線の強度を用いて、U, Pu, AmのMA-MOX試料の径方向に沿った定量的な評価を試みた。これにより、Um, Pu, Amの径方向の分布の変化を掴むことができた。この方法は、微細組織の変化とMA-MOX燃料の元素分布の変化を解明することに大きな利点がある。
芦田 貴志; 伊東 秀明; 宮本 一幸*; 中村 俊之; 古賀 和浩*; 大原 紀和*; 猪 博一*
日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.210 - 222, 2016/12
高速実験炉「常陽では、照射試験を終えた温度制御型材料照射装置(MARICO-2)の試料部を原子炉容器内から取り出すための作業が行われた。しかし、保持機構と試料部が完全に分離できていない状態で回転プラグを操作したことにより、試料部が炉内燃料貯蔵ラック上から突き出た状態で変形していることが炉内観察等の調査の結果確認された。また、突き出た試料部は、回転プラグに設置された炉心上部機構(UCS)の下面と干渉する高さにあり、UCSの下面を部分的に損傷させたことも確認された。UCSと試料部の干渉を避けるため、可動範囲を制限した結果、燃料交換機能が一部阻害された状態となった。復旧措置として、損傷したUCSの交換と変形した試料部の回収が決定され、試料部については、2007年12月に回収方法の検討に着手し、治具の設計・製作、モックアップ試験等の準備を経て、2014年6月11月に回収作業を実施した。回収した試料部は「常陽」に隣接する照射後試験施設において、各種試験に向けた照射試料の取り出し等が行われている。本件は、試料部の回収を通して得られたSFR炉内の遠隔補修技術の開発成果について、装置の設計・製作及び作業の実績を踏まえて報告するものである。
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。
小泉 安郎*; 大手 直介*; 上出 英樹; 大野 修司; 伊藤 啓
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/07
A sodium-cooled fast breeder reactor is now at the developing stage in Japan. One concern for safety is cover gas entrainment into the sodium coolant. The gas entrainment rate into liquid by the vortex formed on the free surface was examined experimentally. Four kinds of test fluid were used; water at 25
C, water at 60 C, 20 cSt silicone oil and kerosene. The gas entrainment rate into liquid was measured. The relation between gas entrainment rate and liquid velocity was mainly affected by the viscosity of liquid. As viscosity became large, higher exit velocity was required to get the same gas entrainment rate. No systematic trend by the surface tension was noticed in the gas entrainment rate. A flow state at the outlet piping has significant effect on the gas entrainment rate. The dimension of the outlet piping may become important to consider the gas entrainment rate in the vortex type region.
塩沢 周策; 小川 益郎; 日野 竜太郎; 小貫 薫; 坂場 成昭
火力原子力発電, 57(1), p.7 - 12, 2006/01
日本原子力研究開発機構が開発を進めている高温ガス炉を利用する水素製造に関し、環境・エネルギー問題と高温ガス炉水素製造の必要性,水素製造の現状と将来技術,高温ガス炉の構造と特徴,高温工学試験研究炉計画,水素製造に関する研究開発,高温ガス炉の導入及び長期的展望について解説する。
片倉 純一; 片岡 理治*; 須山 賢也; 神 智之*; 大木 繁夫*
JAERI-Data/Code 2004-015, 115 Pages, 2004/11
JAERI-Data-Code-2004-015.pdf:16.52MB
ORIGEN2コード用の断面積データライブラリORLIBJ33を最新の評価済核データライブラリJENDL-3.3をもとに作成した。作成したライブラリは、軽水炉であるPWR, BWR及びそれらのMOX燃料用のライブラリと高速炉用ライブラリである。軽水炉用ライブラリについては、JENDL-3.2に基づく旧ライブラリとの比較及び実燃料の破壊試験の測定値との比較を行った。高速炉用ライブラリについても、旧ライブラリを用いた計算結果との比較を行い燃焼計算への影響を把握した。
岩村 公道; 大久保 努; 秋江 拓志; 久語 輝彦; 与能本 泰介; 呉田 昌俊; 石川 信行; 長家 康展; 新谷 文将; 岡嶋 成晃; et al.
JAERI-Research 2004-008, 383 Pages, 2004/06
JAERI-Research-2004-008.pdf:21.49MB
本報告書は、日本原子力研究所,日本原子力発電,日立製作所,東京工業大学が財団法人エネルギー総合工学研究所からの委託を受けて平成12
14年度に実施した革新的実用原子力技術開発提案公募事業「受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発」の成果をまとめたものである。本提案公募事業では、エネルギーの長期安定供給を確保するとともに、コスト競争力の強化,プルトニウムの有効利用,使用済燃料蓄積量の低減など、原子力発電及び核燃料サイクルが直面する課題の解決、及び安全性・経済性にかかわる技術の一層の向上を図るため、既に実用化している軽水炉技術を最大限に活用し、中性子の減速を抑制して転換比を上げることにより燃料の増殖,高燃焼度・長期サイクル運転,プルトニウムリサイクルが可能となる低減速軽水炉の開発を実施した。 炉心設計,プラントシステム設計とともに、熱流動成立性,炉物理的成立性,燃料の安全性,燃料サイクルの検討を実施し、実用化へ向けた成立性の見通しを得た。
星屋 泰二*; 高屋 茂*; 上野 文義; 根本 義之; 永江 勇二*; 三輪 幸夫; 阿部 康弘*; 近江 正男; 塚田 隆; 青砥 紀身*
Transactions of the Materials Research Society of Japan, 29(4), p.1687 - 1690, 2004/06
高速炉(FBR)及び軽水炉(LWR)の構造材料の劣化評価のため、結晶粒界に沿った磁気及び腐食特性に基づく新しい評価技術の開発に着手した。経年化したFBR構造材料に対し、磁気的方法を適用し、き裂発生以前の初期段階のクリープ損傷を非破壊検出することができる。そこで、クリープ損傷を受けた常磁性のステンレス鋼について、自然磁化に対する負荷応力の効果を調べた。一方、イオン照射したステンレス鋼の粒界近傍の腐食特性及び光磁気特性はそれぞれAFM及びKerr効果顕微鏡を用いて評価した。これらの劣化はCr欠乏等の粒界近傍の性質変化によって引き起こされた。この結果、原子炉構造材料の劣化進行過程の初期段階は、粒界に沿った磁気及び腐食特性によって検出できることがわかった。
峯尾 英章; 磯貝 光; 森田 泰治; 内山 軍蔵*
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(2), p.126 - 134, 2004/02
被引用回数：7 パーセンタイル：45.11(Nuclear Science & Technology)軽水炉燃料の照射時に熱収縮で生じるクラックを考慮した溶解面積変化を取り込んだ単純な溶解速度式を提案した。提案した式の適用性を既往の研究で得られた使用済燃料溶解試験結果だけでなく、本研究で行った軽水炉使用済燃料の溶解試験結果を用いて検討した。ペレット形状の使用済燃料や粉体状の使用済燃料をもちいた溶解試験で得られたウラン濃度だけでなく硝酸濃度の変化についても、提案した式は良い近似を与えることが示された。これにより、提案した式は単純で軽水炉使用済燃料の溶解速度の予測に役立つことが示唆された。しかしながら、式で用いている初期有効溶解面積について、本提案式では説明できない温度依存性が示されたことから、亜硝酸等、溶解速度に影響を与える他の因子についてさらに検討が必要と考えられた。
魚谷 正樹*; 清水 隆夫*; 玉田 正男
Proceedings of 2003 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '03) (DVD-ROM), 8 Pages, 2003/00
本報告は放射線グラフト重合捕集材による海水からのウラン捕集技術の現状と日本の原子力エネルギーの長期展望の観点から捕集したウランの使用見通しを記載した。高速増殖炉で実用的にプルトニウムが使用されたとしても、21世紀後半、日本では数千トンのウランが必要と予想される。この需要は捕集コストが合理的であれは、海水ウランによって賄うことが可能である。結果として、海水ウランの利用は高速増殖炉の安全性や経済性の開発に余裕を与える重要な役割が有るといえる。
中野 佳洋; 石川 信行; 中塚 亨; 岩村 公道
JAERI-Conf 2002-012, 219 Pages, 2002/12
JAERI-Conf-2002-012.pdf:17.4MB
日本原子力研究所(原研)では、革新的原子炉として低減速スペクトル炉の研究を進めており、最新の研究成果を報告するとともに、所内関連部門の研究者及び大学,研究機関,電力会社,原子力メーカー等の所外研究者との情報交換を行い、研究の効率的推進に資する事を目的として、「低減速スペクトル炉に関する研究会」を平成9年度より毎年開催している。第5回となる平成13年度は、日本原子力学会北関東支部との共催で、平成14年3月8日に開催し、95名の参加者があった。まず原研における低減速スペクトル炉研究開発の現状として、「低減速スペクトル炉の研究開発の現状と展望」,「低減速炉心の設計研究」,「MOX燃料の安全解析」,「稠密炉心の限界熱流束実験」の4件の発表があった。続いて革新的原子炉を巡る内外の動向として、「革新的中小型炉検討の意義について」,「第4世代を中心とする革新炉技術開発戦略」,「実用化戦略調査研究フェーズ2の状況」の3件の発表があった。本報告書では、講演論文,講演に対する質疑応答の概要を掲載するとともに、付録として研究会当日に発表者が使用したOHP資料及び研究会プログラム,参加者名簿を掲載した。
長尾 美春; 石井 忠彦; 新見 素二; 藤木 和男; 高橋 秀武
JAERI-Review 2002-031, 119 Pages, 2002/11
JAERI-Review-2002-031.pdf:5.64MB
本報告書は、1971年の利用運転開始以来、JMTRを利用して行われた研究の成果の発表について、2001年末までに日本原子力研究所から公刊された研究成果報告書のリスト及び各報告書の要旨をまとめ、JMTRによる研究の推移を概観したものである。
関本 博*; 井頭 政之*; 矢野 豊彦*; 小原 徹*; 大崎 敏郎*
JAERI-Tech 2002-008, 58 Pages, 2002/03
本研究は、鉛・ビスマス合金の中性子照射によって生成されたポロニウムの生成率(断面積),合金からの放出率及び放出されたポロニウムの各種材料への吸着率を明らかにすることで、鉛・ビスマス冷却高速炉及び加速器駆動未臨界炉でのポロニウムの放出量の定量的評価のための知見を得ることを目的として行われた。ポロニウム生成率については、東工大ペレトロン加速器を用いて高速炉体系で重要なkeV中性子に対するビスマスの断面積を測定した。その結果、中性子捕獲断面積はJENDL評価値の1/2~1/3の値が、ポロニウム生成断面積ではJENDL評価値のほぼ1/3の値を得た。また、中性子照射により生成する鉛ビスマス合金中のポロニウムの挙動に関する実験を行うため、加熱吸着試験装置の設計と動作特性試験及び線測定器の動作特性試験を行い、るつぼやフィルター等の選定やその他の検討を行った。さらに照射設備でのサンプル照射と中性子レベル測定をおこなった。ただし、東工大での実験許可を得るのが遅れたため、鉛・ビスマス合金中のポロニウム挙動に関する実験は今後に残された。
長尾 美春; 石井 忠彦; 武田 卓士; 藤木 和男
JAERI-Review 2002-007, 191 Pages, 2002/03
JAERI-Review-2002-007.pdf:10.97MB
本報告書は、1971年の利用運転開始から現在までにJMTRを利用して行われた研究の成果発表について、原研内,大学,民間企業,研究機関の利用者を対象に調査を行った結果に基づき、公刊された研究成果報告のリストを作成し、分野別一覧としてまとめたものである。
平成12年度-核燃料サイクル分野)not registered
JNC TN1400 2001-015, 509 Pages, 2001/10
JNC-TN1400-2001-015.pdf:25.67MB
平成8年度平成12年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)に基づき実施した。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分分野の全課題並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち核燃料サイクル関連の課題)について、平成8年度平成12年度の5ヵ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。
平成12年度-動力炉分野)not registered
JNC TN1400 2001-014, 437 Pages, 2001/10
JNC-TN1400-2001-014.pdf:23.1MB
平成8年度平成12年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)に基づき実施した。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成8年度平成12年度の5ヵ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。
