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角田 淳弥; 沢 和弘; 土江 保男*; 浦上 正雄*; 國富 一彦
JAERI-Tech 2002-104, 23 Pages, 2003/02
JAERI-Tech-2002-104.pdf:1.15MB
本報告は、平成12年度の日本原子力研究所(原研)と日本原子力発電株式会社(原電)との共同研究で行った「モジュール型高温ガス炉に関する研究(その3)」のうち、将来型ブロック型炉における黒鉛ブロックの処分方法の検討結果を示すものである。具体的には、燃料体黒鉛ブロック及び反射体黒鉛の放射化量を評価し、低レベル放射性廃棄物としての埋設処理の可能性を検討した。その結果、固形化した廃棄物の埋設上限濃度を超える核種はC-14のみであり、その量を正確に評価するためには黒鉛中に含まれる空気の量を評価することが重要であるとの知見を得た。また、使用済燃料を燃料体の形で貯蔵を行う場合、取出し後2年を経過すれば自然空冷でも燃料を十分冷却できることがわかった。
塙 悟史; 伊与久 達夫
JAERI-Data/Code 2001-021, 150 Pages, 2001/08
JAERI-Data-Code-2001-021.pdf:6.16MB
炉心耐震解析コード「SONATINA-2V」は、六角柱状の黒鉛ブロックが積層されたHTTR炉内黒鉛構造物の地震時の挙動を解析するコードである。本コードは、本体プログラムの他にSONATINA-2Vへの入力データを作成するためのプリ・プロセッサー及び解析結果のデータ処理,図形処理等を行うためのポスト・プロセッサーから構成される。「SONATINA-2V」コードは、原研の大型計算機「MSPシステム」にて稼働するよう開発されたものであるが、計算機の技術進歩に伴い大型計算機「MSPシステム」が廃止されたため、コードを原研のUNIX機「SR8000」で稼働できるよう本解析コードの改良及び整備を行った。本書は、UNIX機で稼働する「SONATINA-2V」の使用方法についてまとめたものである。
伊与久 達夫; 二川 正敏; 白井 浩*; 塩沢 周策; 石原 正博; 多喜川 昇*
Proc. of the 12th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. K; SMiRT 12, p.97 - 102, 1993/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛構造物は、耐震解析上、炉心黒鉛ブロックと炉床部黒鉛構造物を個別に扱っている。本論文は、その相互連成効果を振動試験及び解析により検討した結果をまとめたものである。得られた主要な結果は以下のとおりである。(1)炉心黒鉛ブロックの最大応答値は、炉床部構造を連成させることにより、単独で得られる値よりも減少することが分かった。(2)炉床部構造に用いているキー構造に作用する衝突力は、炉心黒鉛ブロックの影響を受けないことが分かった。(3)サポートポストに作用する垂直荷重は、搭載重量が増加するに従い、動的荷重集中係数C値は減少する。
高瀬 和之; 日野 竜太郎; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 33(6), p.564 - 573, 1991/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)HENDELに設置されている燃料体スタック実証試験部の多チャンネル試験装置(T
-M)は、HTTRの炉心1カラムを模擬した大規模試験装置である。このT-Mを使って、クロス流れ試験を実施した。本試験の目的は、黒鉛ブロックの外周から冷却材流路内にギャップを通ってクロス流れを生ずる場合の燃料体の熱流動特性を調べることである。クロス流れは、加熱領域の上部から3段目と4段目の黒鉛ブロック間に設定した平行ギャップにより、強制的に発生させた。平行ギャップ幅が0.5~2mmの場合のクロス流量は、加熱時には総ヘリウムガス流量の43~56%、等温流時には5~37%であった。また、クロス流量はギャップ幅の減少に伴ってNo.1~6流路で構成される内側流路よりもNo.7~12流路から成る外側流路に多く流れ込むことがわかった。
湊 和生; 福田 幸朔; 小林 紀昭; 井川 勝市
JAERI-M 83-167, 24 Pages, 1983/10
1本燃料棒型のOGL-1照射燃料体用黒鉛ブロックに対して、照射によって生じる熱応力に耐え得ることを確認する目的で、熱応力解析を行なった。第6次燃料体の照射試験データを用いた。黒鉛物性値には、黒鉛ブロックの素材であるIG-11黒鉛の物性値に基づいた値を用いた。解析の結果、照射により黒鉛物性値が変化するために、最大引張応力および最大圧縮応力は、タイロッド挿人用孔径が8mmあるいは9mmの場合ともに、高速中性子照射量が0~3
10
n/cmの範囲で、それぞれの許容応力よりも小さかった。このことから、1本燃料棒型燃料体の黒鉛ブロックの耐熱応力強度は、計画されている最長の照射期間の場合でも、十分に確保されていることがわかった。
文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 宮本 喜晟
JAERI-M 83-078, 34 Pages, 1983/06
本報告は、多目的高温ガス実験炉の炉心をバイパスする漏れ流れを防止する目的で設置した黒鉛ブロック間シール部における流動特性を検討したものである。1段及び多段シール構造におけるシール性能の特徴が明らかになった。結果は以下の通りである。(1)実験炉設計に適用する多段シール性能表示式は漏れ流れ損失係数K/Aを用いて次式で表わされる。K/A=F(
p,n)=G(Re,n)ここで、pはシール部の差圧、nはシール要素の段数、Reはレイノルズ数である。(2)シール要素部ギャップdsはpとnの関数として表わされる。pの増加及びnの減少に伴いdsは減少する。(3)1段シール構造において、dsがブロック面間ギャップの10%以下では、シール要素部の流動抵抗が支配的であり、全抵抗の96%以上を占める。
湊 和生; 福田 幸朔; 菊池 輝男; 小林 紀昭; 井川 勝市; 岩本 多實; 石本 清; 伊丹 宏治; 佐藤 雅幸
JAERI-M 83-055, 77 Pages, 1983/03
照射後の第1次および第2次燃料体の黒鉛スリーブには、最大約1mmの曲がりか認められた。しかし、これらと同様な3本燃料棒型の第4次燃料体の照射後黒鉛スリーブには、曲がりはほとんど認められなかった。1本燃料棒型の第3次燃料体の照射後黒鉛スリーブには、約0.7mmの曲がりが認められた。これらの曲がりの原因を考察することを目的として、計算コードを用いた曲がり解析および未照射黒鉛スリーブを用いた炉外実験を行なった。その結果、黒鉛スリーブには、製作時に最大約0.15mmの曲がりが存在していること、および黒鉛スリーブの黒鉛ブロックによる拘束状態によって、同一照射条件下においても、生じる曲がりが異なることがわかった。
幾島 毅; 本間 敏秋*
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(8), p.605 - 612, 1979/00
被引用回数：2高温ガス炉炉心は多数の黒鉛ブロックから構成されている。地震時には、10
~10
で衝突が終るブロック群の衝突振動を含む炉心振動を起す。それ故、炉心の時刻歴応答解析には、積分時間間隔が小さくなり、従って積分ステップが多くなる。その結果、炉心の時刻歴応答解析は多くの計算費を必要とする。この費用を少くするため、簡易モデルが考えられた。本文は、黒鉛ブロックから構成された高温ガス炉炉心の地震解析の簡易モデルについて述べたものである。簡易モデルのため、ブロックを積み上げたコラムの代りに、非線形コラム特性を有する1質点モデルを使用した。簡易モデルの計算結果は、実験値と詳細モデルの結果との比較において、良好な一致が得られた。
幾島 毅; 中沢 甫夫*
Nucl.Eng.Des., 55(3), p.331 - 342, 1979/00
被引用回数：16ブロック型高温ガス炉炉心の地震応答解析法を開発した。本解析法は忠実にモデル化を行なっており、次の項目を考慮している。(1)フロックは剛体として取扱う。(2)ダウェルピンは水平変位は拘束するが、ロッキングは許容する。(3)摩擦は、ブロック間と,ダウェルピンと孔との間で考慮する。(4)衝突はばねダッシュポットで置き換える。解析結果は実験結果と比較して良好な一致をみた。本解析法は、ブロック型高温ガス炉炉心の地震解析に有効であることが示された。
