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下平 昌樹; 飛田 徹; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 塙 悟史
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
JEAC4206「原子炉圧力容器に対する供用期間中の破壊靭性の確認方法」では、加圧熱衝撃事象時の原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価において、原子炉圧力容器内面のステンレスオーバーレイクラッド(クラッド)下亀裂(UCC)を想定し、亀裂先端の応力拡大係数がRPV鋼の破壊靭性値を上回らないことを定めている。本研究では、クラッドの存在が破壊靭性値に与える影響を評価することを目的に、UCCまたは表面亀裂を有する試験体を用いた3点曲げ破壊靭性試験と有限要素解析(FEA)を行い、UCCに対する塑性拘束効果の影響を調べた。その結果、UCCの破壊靭性値が表面亀裂に比べて高いことを実験的に示した。また、有限要素解析により、クラッドの存在によりUCCの塑性拘束効果が弱められることを示した。
後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 稲葉 良知; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*
Fusion Engineering and Design, 136(Part A), p.357 - 361, 2018/11
被引用回数：6 パーセンタイル：52.24(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉にリチウム化合物を装荷し、
Li(n,
)反応を用いて核融合炉用燃料であるトリチウムを製造する方法が提案されている。一般的な高温ガス炉の設計においては、過剰反応度を抑制するために、可燃性毒物としてホウ素が炉心に装荷される。本研究では、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するために、リチウムをホウ素の代わりに炉心に装荷することとした。リチウムを装荷した高温ガス炉の成立性を確認するために、核特性値及び燃料温度を計算した。これらの計算結果は設計要求を満たし、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するリチウム装荷高温ガス炉の成立性を確認した。
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。
前原 直; Goniche, M.*; Kazarian, F.*; 関 正美; 池田 佳隆; 今井 剛*; Beaumont, B.*
Review of Scientific Instruments, 76(5), p.053501_1 - 053501_7, 2005/05
被引用回数：1 パーセンタイル：10.09(Instruments & Instrumentation)耐熱負荷用LHCDアンテナとして等方性グラファイトを用いたプラズマ対向機器用モジュール開発を行った。ステンレスフィルム,モリブデンフィルム,銅フィルムを用いてグラファイト材表面に銅コーティングを施した。モジュールは、4分割モジュールで冷却チャンネル付き、長さは206mmである。250kW(125MW/m
)/700sを伝送することに成功した。この電力密度は、ITERで要求されている電界強度(5kV/cm)で定常運転を実証することができた。モジュールからの放出率は3.2-5.1
10
Pa.m
/s.m at 100C程度で、LHCDアンテナ独自の真空排気系は不要であるとの結論に達した。本件は、日欧核融合研究協力協定(アネックスIII)に基づいて、原研とCEAカダラッシュ研究所との共同研究として実施された研究の成果を発表するものである。
中川 繁昭; 坂場 成昭; 高松 邦吉; 高田 英治*; 栃尾 大輔; 大和田 博之*
JAERI-Tech 2005-015, 26 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-015.pdf:1.77MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また実用高温ガス炉及び第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が2002年より実施されている。本報は、2005年3月に計画している制御棒引抜き試験(SR-3),循環機停止試験(S1C-3/S2C-3),流量部分喪失試験(SF-2)の試験内容,試験条件,事前解析結果等について述べたものである。事前解析の結果、炉心の負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着くことが明らかとなった。
中川 繁昭; 橘 幸男; 高松 邦吉; 植田 祥平; 塙 悟史
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.291 - 300, 2004/10
被引用回数：8 パーセンタイル：48.76(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉は冷却材温度を高温にすることができるとともに、固有の安全性があることで魅力的な原子炉である。日本初の高温ガス炉であるHTTRが日本原子力研究所の大洗研究所に建設された。HTTRは、その出力上昇試験において2001年12月7日に原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度850Cを達成した。出力上昇試験では、運転合格証取得のための試験と原子炉性能確認のための試験の2種類を実施した。原子炉出力30MWまでの出力上昇試験の結果から、原子炉及び冷却機器の性能を確認し、原子炉施設の運転が安全に実施できることを確認した。本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。
中川 繁昭; 高松 邦吉; 橘 幸男; 坂場 成昭; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.301 - 308, 2004/10
被引用回数：22 パーセンタイル：79.05(Nuclear Science & Technology)HTTRを用いた安全性実証試験が、HTGRの固有の安全性を実証するため、及びHTGR用安全解析コードの検証のための実測データを提供するために実施中である。安全性実証試験は2つのフェーズに分けられ、最初のフェーズでは異常な過渡変化やATWSを模擬した試験を実施する。次のフェーズでは事故を模擬した試験を実施する。制御棒の誤引抜きや流量低下事象を模擬した最初のフェーズについては、2002年度から開始され2005年まで実施する予定である。事故を模擬する次のフェーズの試験については、2006年度から開始する予定である。本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。
大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 秋本 肇
日本機械学会2003年度年次大会講演論文集, Vol.3, p.247 - 248, 2003/08
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、核分裂性プルトニウムの増殖比1.1以上、100GWd/t以上の超高燃焼度を目指した技術開発を文科省の革新的原子力システム技術開発公募事業として平成14年度より開始した。そこでは高稠密格子炉心の除熱技術開発、超高燃焼度を達成するための燃料要素技術開発、及び核特性予測技術開発を行う。本シリーズ発表では除熱技術開発に焦点を当て、高稠密体系での除熱限界を実験的及び解析的に解明する計画を提示するとともに、実験及び解析のより具体的な内容を報告する。
黒田 敏公*; 秦野 歳久; 三木 信晴*; 廣木 成治; 榎枝 幹男; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 秋場 真人
JAERI-Tech 2002-098, 136 Pages, 2003/02
JAERI-Tech-2002-098.pdf:24.33MB
ITER-FEATの遮蔽ブランケット設計における日本での検討事項をまとめた。第一壁/遮蔽ブロックの熱・応力解析及び遮蔽ブロックの熱・流力解析を行い、遮蔽ブロックの一部に熱応力が過大となる箇所があること、また遮蔽ブロック内の流路で閉塞的な状態となっている箇所があることを指摘するとともに改善を提案した。つぎに、ソリッド要素を用いた3次元電磁力解析を行って、ディスラプション時にブランケットモジュールに生じる電磁力を求めるとともに、第一壁と遮蔽ブロック、また遮蔽ブロックと真空容器の接続構造の強度検討を行った。最後に、ブランケットへの主給排水管が真空容器内部に埋設された場合の水-水リーク検出システムについて検討した。
村上 好樹*; 天野 恒雄*; 清水 勝宏; 嶋田 道也; 小川 雄一*
JAERI-Research 2001-049, 58 Pages, 2001/11
JAERI-Research-2001-049.pdf:3.11MB
1.5次元輸送コードTOTALに任意アスペクト比及び衝突周波数での不純物の新古典粒子束を計算できるコードNCLASSを結合し、ITER-FEATプラズマ中での高Z不純物の挙動を解析した。種々の密度分布に対して、タングステン原子分布及び線輻射パワーを評価した。密度分布が平坦で温度勾配による遮蔽が効果的な場合には全線輻射パワーはコロナ・モデルの1/2程度になることがわかった。核融合出力が700MW(Q=10)の場合、プラズマ性能を大きく劣化させることなくプラズマ境界でのタングステン密度710
/m(電子密度の0.01%,Zettの増加が0.39)程度まで許容可能で、このときの線輻射パワーは約90MWになる。この値は制動放射等を含めると全加熱パワーの半分以上になり、ダイバータ部流入パワーが大幅に低下でき、ITER-FEATにおける高出力運転の可能性を示している。
飯垣 和彦; 坂場 成昭; 川路 さとし; 伊与久 達夫
Transactions of 16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-16) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/08
原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化,高温工学に関する先端的基礎研究の実施を主目的として、HTTRを建設し、1998年11月10日に初臨界を達成した。HTTRの原子炉格納施設は、原子炉格納容器(CV),サービスエリア(SA)及び非常用空気浄化設備から構成し、減圧事故時等に外部へ放出する放射性物質の量を低減する役目を担う。このため、CVには漏洩率、SAには機密性、非常用空気浄化設備にはSAの負圧維持,ヨウ素及び微粒子の除去効率並びに起動時間を規定している。CV漏洩率試験では、1次冷却材Heに適応するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを閉鎖したまま試験を実施する従来の軽水炉等とは異なる新しい試験方法を確立し、規定値を満たすことを確認した。試験の結果、減圧事故時に外部へ放出する放射性物質の量は所定値内に低減することができるといえる。
村上 好樹*; 仙田 郁夫; Chudnovskiy, A.*; Vayakis, G.*; Polevoi, A. R.*; 嶋田 道也
プラズマ・核融合学会誌, 73(7), p.712 - 729, 2001/07
国際熱核融合実験炉ITER-FEATの性能評価を0次元的コード及び1.5次元輸送コードを用いて行った。標準的な運転シナリオを作成し、密度限界、Hモード遷移しきい値パワーを考慮して運転領域を検討した。温度分布、ピンチ効果による密度分布、不純物量、イオン加熱の割合に対するサーベイを行い閉じ込め裕度を調べた。高Q運転(Q~50)のシミュレーションを行い、パルス的に加熱パワーを加えることで短時間の自己点火運動が可能であることを示した。閉じ込め改善係数が1割改善するか、ヘリウム蓄積が低下すれば持続的な自己点火も可能である。ハイブリッド運転では規格化
値を2.5にできれば2000秒以上の運転ができることがわかった。定常運転モードに対する初期的な解析ではH
=1.5ダイバータ条件と両立する解があることがわかった。また確率論的手法によりQ=10を達成する可能性を評価し、65~90%の値を得た。
岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝
JAERI-Tech 2001-027, 29 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-027.pdf:1.11MB
核融合実験炉ITER-FEAT設計作業の一環として、先に設計されたITERの規模縮小に基づく処理流量の減少に対応した水素同位体分離システム(ISS)の概念設計の予備的検討を行った。ISSには三種類のガス流が供給され、深冷蒸留法により高純度トリチウムガス流,高純度重水素ガス流及び軽水素ガス流が生み出される。本報ではシステムの簡略化とITER-FEATの運転シナリオを考慮し、4塔からなる独自の塔構成にISSを提案した。ISS内の最大トリチウムインベントリーについては、運転条件に対応して定まるペレット用のトリチウム濃縮流の検討の進展による低減の可能性を見いだした。また現状の塔構成では環境に排出する軽水素排ガス中のトリチウム濃度がISS運転中に加わるわずかな流量変動によって容易に変動する可能性を指摘し、この流れに対する2塔システムの対策を提案した。
中川 繁昭; 七種 明雄; 國富 一彦
Nuclear Technology, 133(2), p.141 - 152, 2001/02
被引用回数：3 パーセンタイル：27.07(Nuclear Science & Technology)高圧ガス炉(HTGR)のシビアアクシデントとなる可能性を持つ事象の1つである減圧事故に原子炉スクラム失敗が重なった事故事象(DAWS)の詳細な安全解析が可能となるように、原子炉動特性及び原子炉圧力容器(RPV)表面からの間接冷却を模擬する新しい解析モデルを開発した。新しい解析モデルの特徴は以下のとおりである。(1)DAWS発生後の再臨界や出力振動を引き起こす現象を模擬できるよう既存の単チャンネル動特性解析モデルに、Xeの蓄積崩壊に伴う反応度変化を考慮できるようにした。(2)単チャンネル動特性解析モデルと2次元の炉心温度解析モデルを結合させることにより、RPV表面からの間接冷却をモデル化したこと。(3)ブロック型HTGRの燃料体としてピン・イン・ブロック型及びマルチホール型の炉心についての解析が可能であること。ピン・イン・ブロック型燃料体を採用した450MWtのHTGRについて、DAWSの解析を実施した。解析の結果、RPV表面からの間接冷却の受動的な冷却系のみで燃料最高温度は1800
以下に制限されることから、シビアアクシデントフリー炉としての設計の成立性があることを確認した。開発した解析モデルについては、日本における将来HTGRの設計に適用できる。
那珂研究所
JAERI-Review 2000-030, 113 Pages, 2001/01
JAERI-Review-2000-030.pdf:10.11MB
那珂研究所における平成11年度の研究開発活動についての報告である。主な活動は、JT-60とJFT-2Mにおける高性能プラズマの研究、及び工学技術活動(ITER工学R&D)を含むITER工学設計活動(EDA)である。主な成果は、JT-60において換算核融合エネルギー増倍率0.5の負磁気シア放電を0.8秒間維持することに成功したこと、JFT-2Mにおいて低放射化フェライト鋼板の設置によるトカマクの先進化研究を順調に進めていること、Nb
Snインサート・コイルの製作を完了し中心ソレノイド・モデルコイルとともに試験装置に据え付けたこと等である。ITERに関して、ITER-FEATの概要設計報告書及びその技術文書がとりまとめられた。
海老澤 克之*; Costley, A.*; Donn
, A. J. H.*; Janeschitz, G.*; 河西 敏; Malaquias, A.*; Vayakis, G.*; Walker, C. I.*; 山本 新; Zavariaev, V.*
Review of Scientific Instruments, 72(1), p.545 - 550, 2001/01
被引用回数：18 パーセンタイル：67.36(Instruments & Instrumentation)ITER-FEATの運転制御、物理診断に必要な計測として、磁気、中性子、光学、輻射、分光、マイクロ波干渉、計測用中性粒子入射、圧力、静電圧等を網羅する計測系を計画している。これらは過酷な環境に耐え、高度な計測性能を満たさなければならない。特に真空容器内側に設けるセンサは高い中性子及び
線束、熱負荷、プラズマ周辺からの中性粒子衝撃、ほかの機器で侵食された物質の再付着を考慮する必要がある。また真空容器外側にある複雑な伝送路と計測機器は、真空境界との整合性、トリチウム閉じ込め健全性、保守等の要求を満たすものでなければならない。上記条件を踏まえ、測定技法の選定、照射実験データに基づく材料選定、ITER向けR&Dの成果をもとに工学設計を進めている。本発表は各種計測系に要求される性能、代表的な計測系を示すとともに残された課題にも触れ、ITER計測系全体の概要を紹介するものである。
新谷 文将; 呉田 昌俊; 秋本 肇
Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-2), p.309 - 314, 2000/00
現在概念設計中のBWR型低減速スペクトル炉の炉心を対象として、熱水力学的観点から成立性の検討を行った。検討には過渡熱水力解析コードTRAC-BF1を用いた。定格運転状態と流量低下時の過渡状態の検討を行った。定格運転時については、沸騰遷移の発生の有無を検討するとともに、圧力損失の大きさを既存炉と比較検討した。流量低下事象については、沸騰遷移の発生の有無及び最高燃料被覆管温度の安全基準との比較について検討した。検討は、冷却系システムの設計が実施中であることから、炉心のみを対象とし、炉心入口、出口条件を既存のBWRの安全解析結果をもとに設定して行った。解析結果は、すべての概念検討中の炉心は熱水力学的に成立可能であることを示した。
大貫 晃; 吉田 啓之; 秋本 肇
Proceedings of ANS International Meeting on Best Estimate Methods in Nuclear Installations Safety Analysis (BE-2000) (CD-ROM), 17 Pages, 2000/00
将来型炉の候補として原研では稠密炉心を用いた低減速PWRの設計研究を進めている。本研究では稠密炉心の成立性を左右する大破断LOCA時再冠水期の炉心冷却に関するフィージビリティ・スタディを行った。原研で開発整備してきた最適予測コードR-TRAC2000による2次元解析により評価した。評価に先立ち、R-TRAC2000の2次元再冠水挙動への適用性を大型再冠水平板炉心試験の試験データにより検証した。フィージビリティ・スタディの結果、PCT安全基準を満たすうえで上部プレナム注水の併用が有効であることがわかった。
関 泰
New Energy Systems and Conversions, p.355 - 359, 1999/00
この10年間のITERの概念設計活動と工学設計活動により核融合実験炉は直ちに建設に着手できるまでに実現性が高まった。実験炉の次にはSSTR(定常トカマク炉)が原型炉として想定される。トカマク型動力炉が社会に受け入れられるには、環境影響、安全性と経済性の面でほかのエネルギー源と競合できなければならない。最近、我が国において提案された磁気閉じ込め核融合炉概念を紹介し、社会受容性を議論する。そして社会受容性を得るためにの研究開発の方向を明らかにする。
大貫 晃; 大久保 努; 秋本 肇
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
将来型炉の候補として原研で設計研究が進められている稠密炉心を用いた重水減速加圧水型炉の大破断LOCA時再冠水期の炉心冷却に関するフィージビリティ・スタディを行った。原研で開発整備してきた多次元二流体モデルコードREFLA/TRACによる2次元解析により評価した。現在の設計案では圧力容器内の多次元的な熱流動挙動により炉心冷却性が支配され、炉心中心領域での冷却は良好であるが外周部での冷却は悪い。安全基準を満たすうえで上部プレナム注水が有効であることを示した。
