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小坂 亘; 内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Jang, S.*
日本機械学会論文集(インターネット), 88(905), p.21-00310_1 - 21-00310_9, 2022/01
仮にナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器(SG: Steam generator)内部の伝熱管から加圧された水/水蒸気が漏えいした場合、管内外の圧力差のため高流速かつ高温の腐食性ジェットを形成される。このジェットが隣接する管に新たな破損を生じさせ、管破損が伝播する可能性がある。このような伝熱管破損伝播事象の評価はNa冷却高速炉の安全性評価において重要である。数値解析コードLEAP-IIIは、実験相関式や1次元保存式などで構成され、事象進展に伴う水リーク率変化を低計算コストで評価できるが、構成モデルのひとつである現在の反応ジェット温度分布評価モデルでは、いくつかの条件において高温領域を過度に広く評価する。低計算コストという利点を生かしつつ、この温度分布評価を精緻化するため、工学的近似に基づいたLagrange粒子法コードを開発してきた。本論文では、管群内の流体挙動評価に注目し、管近傍の粒子挙動に関する新しいモデルを構築した。本粒子コードと既往の計算流体力学コードを用いてテスト解析を行い、構築したモデルにより、ターゲット管内部に粒子が侵入しない、管周りに粒子が広がる、最終的に浮力方向への運動に帰結する、という基本的な挙動が示されることを確認した。
植田 祥平; 佐々木 孔英; 有田 裕二*
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(8), p.615 - 620, 2021/08
日本原子力学会誌の連載講座「多様な原子燃料の概念と基礎設計」の第5回として「高温ガス炉と溶融塩炉の燃料」の題目で解説を行う。高温ガス炉の燃料である被覆燃料粒子は、高温ガス炉の高温の熱供給や優れた固有の安全性を支える鍵となる技術の一つである。本稿では高温ガス炉燃料の設計,製造技術,照射性能,実用化並びに高度化開発について述べる。一方、溶融塩炉で用いる溶融塩燃料は燃料自体が液体という特殊なものである。安全性や事故時の環境への影響など優れた性能が期待されているが、まだまだ明らかにすべき課題も多い。その現状について概説する。
小坂 亘; 内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Jang, S.*
第25回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2021/07
ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器の安全性評価において、伝熱管破損伝播の事象進展予測をするための解析コードLEAP-IIIの整備を進めている。構成モデルのひとつである反応ジェット温度場評価モデルは、条件によっては高温領域を過度に広く評価することがある。この点を改善すべく、反応ジェット挙動をラグランジュ粒子で表現し、工学的観点に基づくモデルを取り入れた解析手法を開発した。解析結果を機構論的ナトリウム-水反応解析コードSERAPHIMによる結果と比較し、開発したモデルの妥当性を検討した。
知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝
JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03
JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB
原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。
高田 昌二; 関田 健司; 根本 隆弘; 本多 友貴; 栃尾 大輔; 稲葉 良知; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
高温ガス炉熱利用系の安全設計方針の策定のため、原子炉に対する外乱の影響を評価する必要がある。出力運転における核熱供給試験を模擬するため、新たな試験手順を考案して、核熱供給試験(コールド)を実施した。熱利用システムにおける異常事象の安全評価を行うため、試験結果は、炉床部温度を計算する数値解析コードの解析モデルの検証に使われた。試験では、ヘリウムガス温度がヘリウムガス圧縮機の圧縮熱により120
Cまで加熱された状態で、十分高い外乱を原子炉入口温度に付加する必要がある。しかし、冬季運転において、冷却水の凍結防止のため、最終ヒートシンクからの放熱に技術的な制限があった。試験手順の改善の結果、十分な温度外乱が原子炉入口温度に投入された。金属構造物の応答は炉床部構造物の黒鉛ブロック温度の応答より速いことがわかった。温度の応答は、構造物の熱容量、外乱の大きさ及び伝熱条件に大きく影響を受けた。
高田 昌二; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 関 朝和; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 沢 和弘
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
HTTRを使った炉心冷却喪失試験では、原子炉の固有の安全性を確認するとともに、自然現象によりより安全を確保できることを示すため、炉心に制御棒を挿入せず、また、VCSを停止させて原子炉の強制冷却を停止させる。試験では、VCSの熱反射板のついていない水冷管に、原子炉の安全上問題とはならないが、財産保護の観点から局所的な温度上昇が懸念された。非核加熱試験を通して、局所的な温度上昇点が確認され、最高使用温度よりは低いが運転上の管理制限値を超える可能性のあることが分かった。冷却水の自然循環による冷却効果は1C以内であった。このため、再稼働後早期に試験を実施するための安全確実な試験方法を確立した。
沢 和弘; 植田 祥平; 柴田 大受; 角田 淳弥; 大橋 準平; 栃尾 大輔
JAERI-Tech 2005-024, 34 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-024.pdf:2.15MB
第四世代(GEN-IV)原子炉システムの有力な候補となっている超高温ガス炉(VHTR)では、燃料は15
20%FIMA,高速中性子照射量6
10
m
(E
0.1MeV)においても健全性を保つ必要があるが、従来のSiC被覆燃料粒子では、このような厳しい条件下で健全性を保ったデータはない。原研で開発してきたZrC被覆燃料粒子は、SiC被覆燃料粒子よりも高温かつ高燃焼度下で健全性を維持できると期待されている。原研では、(1)従来よりも大型の被覆装置によるZrC蒸着技術の開発,(2)ZrC検査技術の開発,(3)ZrC被覆層の照射試験及び照射後試験を開始する。また、反応度投入試験を実施して被覆燃料粒子の破損機構を把握し、反応度事故時の燃料温度制限の緩和を目指す。VHTRでは、炉心の黒鉛構造物も高い中性子照射条件下で健全性を維持しなくてはならない。そこで、黒鉛構造物の超音波伝播特性や微小硬度計による圧子の押込み特性により、黒鉛構造物の機械的特性を非破壊的に評価できる技術を開発する。本報は、文部科学省からの受託研究として2004年11月から開始したこれらの研究開発の計画と2004年度の成果についてまとめたものである。
二宮 博正; 小西 哲之
火力原子力発電, 52(10), p.149 - 155, 2001/10
発電技術の将来展望・先進発電方式の一つとして、核融合の現状と今後の展開についてまとめた。初めにトカマク炉心プラズマ研究と炉工学技術の現状と最近の成果を示し、次に、国際熱核融合実験炉(ITER)計画について述べる。また、ブランケットの原理・構造を中心に核融合発電炉の概念について紹介するとともに、動力炉に向けた課題を示す。
原子炉工学部
JAERI-Review 96-012, 292 Pages, 1996/09
JAERI-Review-96-012.pdf:9.91MB
本報告は、平成7年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計及びTRU消滅処理等への工学的応用を目的とする大強度陽子線形加速器の開発である。さらに原子炉工学部では、基礎基盤研究として核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。また、高温ガス炉、核融合等の原研プロジェクト研究及び動燃事業団の高速炉研究への協力も推進している。本報告書では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
金子 義彦*; 山根 剛; 島川 聡司; 山下 清信
日本原子力学会誌, 38(11), p.907 - 911, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)積分計数法は原子炉の臨界未満度を決定する制御棒落下実験で広く使用されてきた。制御棒の挿入開始にともなって起る中性子密度の減衰は、その挿入度が低いと遅れる。一点動特性に基づく解析によると、これまで使われてきた積分計数法では、たとえ挿入時間が1~2秒の領域でも反応をかなり過小評価してしまう。高温工学試験研究炉(HTTR)については挿入時間は4~6秒に拡大される。この問題に対処するため遅れ積分計数法を提案する。この方法では、制御棒の落下が完了してから積分計数を始め、また、それ以前の計数に対する補正は瞬時挿入を仮定した一点炉動特性モデルを用いた計算により実施する。その理由は、制御棒落下の遅れの中性子密度減衰の遅れへの影響はその時点でほとんど消失するからである。この方法によれば20ドルもの大きな負の反応度が系統誤差2%の範囲で決定し得る。
那珂研究所
JAERI-Review 94-011, 118 Pages, 1995/01
JAERI-Review-94-011.pdf:5.84MB
原研・那珂研究所における平成5年度(1993年4月~1994年3月)の研究開発活動について報告する。
March 31, 1994原子炉工学部
JAERI-Review 94-009, 333 Pages, 1994/11
JAERI-Review-94-009.pdf:10.37MB
本報告は、平成5年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計、及びTRU消滅処理等への工学的応用を図るための大強度陽子線形加速器の開発である。原子炉工学部では、基礎基盤研究として、核データと群定数、炉理論並びにコード開発、炉物理実験並びに解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、及び炉工学施設・加速器施設並びに伝熱流動実験施設等の技術開発を行っている。また、高温ガス炉及び核融合等の原研全体の研究活動や、動燃事業団との高速炉の共同研究も推進している。本報告では、原子炉工学部が組織する各種研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
京谷 正彦; 落合 政昭; 楠 剛; 植松 春樹*; 高橋 照雄*
JAERI-M 94-079, 116 Pages, 1994/06
原子力船「むつ」での実験航海等のデータを使用し、原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの性能を総合評価した。本目的は、原子力船「むつ」の実験航海等において実施された各試験結果とシミュレーション結果とを比較し、試験結果に対するシミュレーション結果の相違点の抽出、シミュレータを対象とした相違点発生の原因解明及びシミュレーションモデル適用範囲を明確化することである。総合評価の結果、試験結果とシミュレーション結果は概ね一致し、原子力船「むつ」モデルについて、その性能を確認することができた。また、今後の原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの整備をすすめるにあたり、本システムの基本計算モデルが有効に活用できることを確認した。
楠 剛; 京谷 正彦; 高橋 照雄*; 小林 日出雄*; 橋立 晃司*; 落合 政昭
JAERI-M 93-223, 176 Pages, 1993/11
原子力船開発の一環として舶用炉設計研究のため、1987年より原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの開発・整備を進めてきた。1993年3月「むつ」モデルについては完成をみたので、その内容を報告する。本システム開発の目的は、(1)設計各段階におけるプラント性能の評価・確認、(2)運転の省力化研究にある。本システムの特徴は、(1)与えられた海象、気象条件下での船体系、推進系及び原子炉プラントの各挙動を一貫して模擬できる総合シミュレーションシステム、(2)物理的根拠に基づくシミュレーションモデル、(3)拡張性、柔軟性に富んだ構成にある。今後は、本システムを改良舶用炉の設計支援ツールとして活用していく計画である。
March 31, 1993原子炉工学部
JAERI-M 93-181, 247 Pages, 1993/09
本報告は、平成4年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。原子炉工学部において、まとまった規模で行なわれた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究及び、動燃事業団との高速炉の共同研究も進めた。さらに、本報告は、炉物理に関する研究委員会活動もとりまとめた。
柳原 敏; 中野 真木郎*; 佐伯 武俊*; 藤木 和男
JSME International Journal, Series B, 36(3), p.493 - 498, 1993/00
原子炉デコミッショニングに必要な技術の開発及びデータベースの構築を中心に、JPDRデコミッショニング計画が進められている。この計画の中では、JPDR解体に関する種々のデータを収集するとともに、それをデータベースとして蓄積している。収集したデータは、(1)現在進行中の解体作業の管理、(2)デコミッショニングの管理のために必要なデータの評価を目的に開発したコードシステム(COSMARD)の検証、(3)将来の商用発電炉のデコミッショニング計画、に使用されるものである。この計画の中で開発したCOSMARDとデータベースは将来の商用発電炉のデコミッショニング計画に有効に役立つと期待される。
柳原 敏; 伊東 慎一; 白石 邦生
Proc. of the 1993 Int. Conf. on Nuclear Waste Management and Environmental Remediation,Vol. 3, p.423 - 431, 1993/00
JPDR解体プロジェクトでは、放射化または放射能汚染した機器・構造物を細断して全て容器に収納した上で保管するという特徴ある方針の下で作業が進められている。また、解体作業からは、作業別に、人工数、廃棄物量、作業者線量当量などのデータを体系的に収集し、解体データベースを構築している。そこで、本解体プロジェクトの特性を明らかにすることを目的に、システムエンジニアリングの一つとして、解体作業とともに廃棄物管理に関する分析を実施した。この結果、種類別の容器使用量とその収納効率、所要人工数と付随廃棄物(作業員の手袋、靴カバー、ビニールシート等)量との関係などが明らかになった。これらの分析結果は、将来の大型発電炉のデコミッショニング計画作成やプロジェクト管理に有効に役立つものである。
March 31, 1992原子炉工学部
JAERI-M 92-125, 259 Pages, 1992/08
本報告は、平成3年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。原子炉工学部において、まとまった規模で行われた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装・原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究及び、動燃事業団との高速炉の共同研究も進めた。さらに、本報告は、炉物理に関する研究委員会活動もとりまとめた。
那珂研究所
JAERI-M 91-159, 131 Pages, 1991/10
原研・那珂研究所における平成2年度(1990年4月~1991年3月)の研究開発活動について報告する。JT-60の改造工事とJT-60Uの実験計画;JFT-2M及びDIII-D計画;理論解析;真空技術、プラズマ対向機器、プラズマ加熱技術等の炉心工学技術の開発;超電導磁石、トリチウム取扱い技術等の炉工学技術の開発;ITERの概念設計活動;FERの設計検討等の1年間の進展について述べている。
March 31, 1991原子炉工学部
JAERI-M 91-138, 262 Pages, 1991/09
平成2年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部において、まとまった規模で行われた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究も含まれている。さらに、動燃事業団との高速炉の共同研究も進められた。炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。
