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Herranz, L. E.*; Jacquemain, D.*; Nitheanandan, T.*; Sandberg, N.*; Barr
, F.*; Bechta, S.*; Choi, K.-Y.*; D'Auria, F.*; Lee, R.*; 中村 秀夫
Progress in Nuclear Energy, 127, p.103432_1 - 103432_14, 2020/09
被引用回数：4 パーセンタイル：16.23(Nuclear Science & Technology)WGAMA started on Dec. 31st 1999 to assess and strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPP and to facilitate international convergence on safety issues and AM analyses and strategies. WGAMA addresses reactor thermal-hydraulics (Thys), in-vessel behavior of degraded cores, containment behavior and protection, and FP release, transport, deposition and retention, for both current and advanced reactors. This paper summarizes such WGAMA contributions in Thys, CFD and severe accidents, which include the Fukushima-Daiichi accident impacts on the WGAMA activities and their substantial outcomes. Around 50 technical reports have become reference in the related fields, which appear in References. Recommendations in these reports include further research, some of which have given rise to the joint projects conducted or underway within the OECD framework. Ongoing WGAMA activities are numerous and a number of them are to be launched in the near future, which are shortly mentioned too.
岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 皆藤 威二
Nuclear Materials and Energy (Internet), 16, p.230 - 237, 2018/08
被引用回数：4 パーセンタイル：38.11(Nuclear Science & Technology)In determining the nitrogen concentration specifications, nano-structure and high-temperature strength of 9Cr-ODS steel have been investigated as a function of the nitrogen content with the aim of obtaining technical knowledge that makes the specification reasonable. The hardness and tensile strength showed degradation with increasing nitrogen content. For a microstructure, the decrement of residual ferrite phase was confirmed. Since the nitrogen is an austenite stabilizer, the increment of nitrogen enhanced an alpha to 
transformation, resulted in the decrease of the residual ferrite phase. It is considered that the reduction of the strength is due to the decrease of the residual ferrite phase.
岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 大沼 正人*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.346 - 352, 2016/12
被引用回数：21 パーセンタイル：88.55(Nuclear Science & Technology)The effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36Y
O
) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.
中島 憲宏; 西田 明美; 宮村 浩子; 飯垣 和彦; 沢 和弘
可視化情報学会誌(USB Flash Drive), 36(Suppl.2), 4 Pages, 2016/10
組立構造を意識した有限要素解析により、原子力プラント全体での俯瞰的な耐震裕度評価と各部ごとの詳細な評価技術を実現する手段として、FIESTA(Finite element analysis for structure of assembly)と呼ぶコードを開発するとともに、組立構造解析技術の研究を進めている。本報では、観測値と計算解の照合を具体事例で例証した結果の可視化技術について報告する。地震波としては、震源地でマグニチュード5以上の7波を使い、「京」コンピュータにより地震応答解析を実施した。結合部を有する複雑構造物である原子力プラントの振動解析/耐震性評価過程を、Visual Analytics手法により実施した内容について報告する。これにより「組立構造解析」で耐震性評価に不可欠な計算結果の「確かさ」を向上する方法論をVisual Analytics手法により提案できた。
中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄; 沢 和弘; 飯垣 和彦
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
数値解析結果の妥当性を推定する手段の一つを提案する。有限要素法による構造解析をスーパーコンピュータの並列計算機能を活用して実行し、解析結果の相違を分析するとともに、入力データである有限要素分割の粗密を変更した解析結果を分析し、数値計算的な確かさを推定するシステムを提案する。解析結果を表現する解析結果モデルの形成過程は、データベースで機能IDとその計算手順のリストによって記述する。解析モデルマネージャは、計算手順を記述したリストの順序によって、すなわち複数の数値計算手続きにより、シミュレーションを実行することで、目的とするシミュレーションの数値計算解を出力する。その結果、目的とするシミュレーション結果が複数生成されることから、これらの結果の相違を比較し分析することで、解の正確さを推定する。本論での数値実験は静解析と動解析で実施し、その正確さを判断するための必要な手続きを明らかにした。数値実験は、京を用いて行った。
中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 岡田 達夫*; 鶴田 理*; 沢 和弘; 飯垣 和彦
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07
機械製品は、その大小や複雑さによらず少なくとも二つ以上の部品から組立てられており、原子力発電所などは1000万以上の部品からなる構造物である。本論では、その構成部品を集積してアセンブリ構造の解析方法論について報告する。集積された部品を有限要素解析しようとすると、部品間の合わさる部分の有限要素分割数が合わず、節点や要素が不連続な状態となり、一般には連続体として計算ができなくなる。これを回避する方法として、六面体の有限要素を結合する技術を開発した。これにより従来の自動要素分割手法等でも困難であったアセンブリ構造物の有限要素解析を可能とした。
高橋 良和; 吉田 清; 名原 啓博; 枝谷 昌博*; Mitchell, N.*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.783 - 786, 2006/06
被引用回数：9 パーセンタイル：46.59(Engineering, Electrical & Electronic)クエンチ時の導体の振舞いを明らかにするため、CSインサートのクエンチ実験を直流及びパルス・モードの条件で行った。その導体は実機CSとほぼ同じ形状とパラメータを有している。導体の長さは約140mである。直流モードにおいて、導体の中央部の磁場の高いところに取付けられた誘導ヒータにより人為的にクエンチを起こした。また、パルス・モードにおいて、CSインサートは0.4-2T/sの掃引速度でクエンチした。これらのクエンチ実験における導体内の電気的及び熱流体的振舞いのシミュレーションを行った結果、実験結果とよく一致した。ITERにおける実機CSのクエンチ検出は、ピックアップ・コイルを用いた電圧法で行う予定である。実験で得られた結果と比較して、その感度やクエンチ時の導体の最高温度について検討した結果、ITER-CSのクエンチ検出システムは十分な検出感度を有することが示された。
奥村 啓介; 川崎 憲二*; 森 貴正
JAERI-Research 2005-018, 64 Pages, 2005/08
JAERI-Research-2005-018.pdf:3.26MB
KRITZ-2臨界実験では、微濃縮UO燃料または低Pu富化度のMOX燃料を装荷した3種類の炉心で、常温及び高温(約245
C)体系における臨界性と出力分布が測定されている。核データの検証のため、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと4種類の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEF-2.2, ENDF/B-VI.8)を使用して、ベンチマーク解析を行った。その結果、出力分布に関しては、どの核データも実験値とよく一致したが、臨界性と等温温度係数に関しては、JENDL-3.2やJEF-2.2の結果の方が良好であり、より新しい核データ評価であるJENDL-3.3とENDF/B-VI.8の結果は、微濃縮UO炉心の臨界性を過小評価し、等温温度係数を負側に過大評価する傾向が見られた。この原因を調べるため、無限格子計算による詳しい検討を行った結果、核データライブラリ間の差異は、1eV以下のU-235核分裂断面積の差異に起因していることが判明した。
角田 淳弥; 柴田 大受; 中川 繁昭; 塙 悟史; 伊与久 達夫; 石原 正博
Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.4822 - 4828, 2005/08
黒鉛材料は、熱・機械的特性が優れているため、HTGR炉心の構成要素として用いられる。原子炉の運転中に、黒鉛構造物の熱伝導率は中性子照射によって低下するが、照射温度以上に加熱されるとアニーリング効果が期待されるため、熱伝導率がある程度回復すると考えられる。本研究では、HTGRの減圧事故時についてアニーリング効果を考慮した温度解析を実施し、アニーリング効果が燃料最高温度に及ぼす影響について検討した。検討の結果、アニーリング効果を考慮した燃料最高温度の解析値は約100C低くなり、燃料最高温度をより精度よく評価できることが明らかになった。また、HTTRで実施した安全性実証試験について、アニーリング効果を考慮した評価手法を適用し解析を行った。
稲葉 良知; Zhang, Y.*; 武田 哲明; 椎名 保顕
Heat Transfer-Asian Research, 34(5), p.293 - 308, 2005/07
高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがあり、高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間内高温気体の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱、外筒を冷却した鉛直同心二重円筒内の面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験と数値解析を行った。実験において、環状空間の高さに基づいたレイレー数は、ヘリウムガスに対して2.0
10
Ra5.410、窒素ガスに対して1.210
Ra3.510となった。また数値解析の結果は、加熱壁面と冷却壁面の温度に関して実験とよく一致した。実験と数値解析の結果から、面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する相関式を、レイレー数,半径比,加熱壁面及び冷却壁面の温度と熱放射率の関数として得た。
内田 俊介*; 佐藤 智徳; 森島 祐介*; 廣瀬 達也*; 宮澤 孝裕*; 柿沼 永郎*; 佐藤 義之*; 臼井 直志*; 和田 陽一*
Proceedings of 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors (CD-ROM), p.19 - 29, 2005/00
沸騰水型原子炉(BWR)の冷却水には水の放射線分解により生成した過酸化水素と酸素が混在していることが指摘されているが、ステンレス鋼の腐食や応力腐食割れに及ぼす過酸化水素の影響に関するデータは少ない。本研究では、過酸化水素及び酸素を含む、BWRを模擬する高温高圧水に浸漬されたステンレス鋼の静的,動的挙動を周波数依存複素インピーダンス(FDCI)及び腐食電位(ECP)測定により評価した。試験片の表面被膜の多元分析(LRS, SIMS, XPS, 接触電気抵抗測定など)を実施した。その結果、以下が確認された。(1)BWRの通常水質(NWC)が100pp HOにより模擬され、水素注入(HWC)は10ppb HOにより模擬できる。(2)HWC下でのECPはNWCと同様に高いが、酸化被膜の溶解はNWCより大変小さい。(3)NWCとHWCの同レベルのECPは被膜の電気抵抗と溶解の複合効果による。(4)100ppbHOに浸漬された試験片の明らかな質量減少が得られた。これらより、BWRの1次冷却水の腐食環境が過酸化水素により決定され、その評価指標がECPだけでは不十分であることが確認された。
橘 幸男; 澤畑 洋明; 伊与久 達夫; 中澤 利雄
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.89 - 101, 2004/10
被引用回数：10 パーセンタイル：55.63(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系から構成される。通常運転時、反応度は、16対の制御棒で構成される制御棒系により制御される。何らかの原因で制御棒を挿入できない場合は、後備停止系により、中性子吸収材である炭化ほう素ペレットを炉心内に落下し、原子炉を停止する。制御棒の構造材として、Alloy800Hが採用されているが、HTTRでは、スクラム時に制御棒温度が最高約900Cに到達するため、新たに、設計基準及び材料強度基準を定めている。本論文は、制御棒の設計基準,材料強度基準及びこれらに基づく温度・応力解析結果並びに制御棒系と後備停止系に関する試験についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
高松 邦吉; 古澤 孝之; 濱本 真平; 中川 繁昭
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 11 Pages, 2004/10
高温工学試験研究炉(HTTR)では、高温ガス炉(HTGRs)固有の安全性の定量的実証を目的とする安全性実証試験が行われている。具体的には炉心冷却材喪失事象として循環機1台または2台停止試験を実施している。この試験により、原子炉出力が安定に所定の状態に落ち着き、炉内構造物の温度変化が緩慢であることを実証する。本研究では、2次元伝熱計算コード(TAC-NCコード)を用い、原子炉出力30%(9MW)からの循環機1台及び2台停止試験の再現解析を行い、実測値と10%の範囲内で一致することを確認した。今後予定している循環機3台停止試験の事前解析では、炉内温度変化が緩慢であることを明らかにした。
角田 淳弥; 中野 正明*; 辻 延昌*; 柴田 大受; 石原 正博
JAERI-Tech 2004-055, 25 Pages, 2004/08
JAERI-Tech-2004-055.pdf:4.25MB
高温ガス炉の炉心構成要素や炉内構造物に用いられる黒鉛材は、運転中の中性子照射により熱伝導率が大きく低下するが、減圧事故等の事故時に高温に加熱されるとアニーリング効果によって熱伝導率の回復現象を生じることが知られている。このため、保守性の観点から現状の燃料最高温度評価では考慮していないこのアニーリング効果を定量的に考慮することにより、事故時の炉心温度挙動評価の高精度化が図られ、高温ガス炉機器の健全性評価手法の高度化を達成することが可能となる。そこで本研究では、高温ガス炉の炉心温度に及ぼす黒鉛熱伝導率に関するアニーリング効果の影響について解析的な検討を行い、アニーリング効果によって、減圧事故時の燃料最高温度の解析値が約70C低くなることを示した。これにより炉心の温度挙動解析において、アニーリング効果を適切に考慮することが重要であることが明らかになった。また、HTTRの黒鉛構造物のアニーリング効果を定量的に評価するために必要な試験方法について検討し、アニーリングデータの取得試験計画を検討した。
稲葉 良知; Zhang, Y.*; 武田 哲明; 椎名 保顕
日本機械学会論文集,B, 70(694), p.1518 - 1525, 2004/06
高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがあり、高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間内高温気体の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱,外筒を冷却した鉛直同心二重円筒内の面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験と数値解析を行った。実験において、環状空間の高さに基づいたレイレー数は、ヘリウムガスに対して2.010Ra5.410、窒素ガスに対して1.210Ra3.510となった。また数値解析の結果は、加熱壁面と冷却壁面の温度に関して実験とよく一致した。実験と数値解析の結果から、面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する相関式を、レイレー数,半径比,加熱壁面及び冷却壁面の温度と熱放射率の関数として得た。
井上 賢紀*; 岩井 孝; 荒井 康夫; 浅賀 健男*
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1694 - 1703, 2003/11
スミア密度を変えたウラン・プルトニウム混合窒化物燃料ピン2本を、高速実験炉「常陽」で燃焼度約4.3at.%(約40GWd/t)まで照射した。ピーク線出力は75kW/m、オーステナイトステンレス鋼被覆管最高温度は約906Kであると評価された。燃料ペレットと被覆管のギャップ幅の狭い高スミア密度の燃料ピンでは、ペレットのスエリングに起因した被覆管との間の機械的相互作用により、ほぼ等方的な直径増加が観測されたのに対し、ギャップ幅の広い低スミア密度の燃料ピンでは、ペレットのリロケーションに伴う機械的相互作用により、非等方的な直径変化が観測された。半径方向の気孔分布と結晶粒内に保持されたキセノン量の分布を用いた温度解析を行い、ペレットのスエリングが顕著となるしきい温度を評価した。
高田 英治*; 藤本 望; 松田 淳子*; 中川 繁昭
JAERI-Tech 2003-040, 23 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-040.pdf:1.28MB
HTTRは1次冷却材の温度が最高約950
に達するため、制御棒の金属材料には特殊合金としてAlloy800Hが使用されている。この制御棒の使用に関しては、Alloy800Hの強度データにより、制限温度を900以下と定め、これを超えるような環境で使用された場合には必要に応じて制御棒を交換することになっている。制御棒温度が900を超える可能性のある事象として高温試験運転からの商用電源喪失に伴う原子炉スクラムが挙げられる。本書では、出力上昇試験で得られた商用電源喪失試験時の実測データを用いて制御棒温度解析を実施した結果を示す。解析の結果、繰り返し使用を考慮した事象の中で制御棒温度が最も高くなる商用電源喪失が発生したとしても、制御棒温度は制限値を上回ることはなく、健全性が確保されることを確認した。
石原 正博; 馬場 信一; 高橋 常夫*; 相原 純; 柴田 大受; 星屋 泰二
JAERI-Tech 2002-054, 169 Pages, 2002/07
JAERI-Tech-2002-054.pdf:5.93MB
HTTRを用いた高温工学に関する先端的基礎研究としての照射試験は平成15年度に開始される予定である。試験では、照射温度が400から600,高速中性子照射量(E
0.18MeV)が110
から310
m
を目標としている。照射予定の試験片は、高温半導体SiC試験片,超電導体Bi-2212試験片,耐熱セラミックス系の黒鉛試験片,SiC試験片及びジルコニア試験片である。そこで、熱伝導率の高い黒鉛試験片と熱伝導率の低いジルコニア試験片を評価対象として、キャプセル内に装荷された試験片の温度を解析的に検討した。検討の結果、本キャプセルにより黒鉛試験片では約450~590の温度域で照射試験が可能で、かつ試料装荷領域内でほぼ均一の温度条件が達成されること、ジルコニア試験片では450~600の温度域で照射試験が可能で、試料装荷領域内の温度差は最大30程度見積もられること、炉心上部可動反射体領域の照射ではジルコニア試験片も試料装荷領域内の温度差が1以下と小さくなり、ほぼ均一の照射温度が達成できること等が明らかとなった。
永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛
JAERI-Research 2001-009, 21 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-009.pdf:2.93MB
軽水炉におけるシビアアクシデント時の燃料集合体溶融進展過程に関する基礎的な知見を取得するために、1273~1573Kの温度範囲でジルカロイ-4とステンレス304鋼間の化学的な相互作用を調べた。接触界面に反応層が形成され、温度上昇及び時間の経過とともに成長した。SEM/EDX分析により、反応の主過程はZrリッチの共晶の生成であることが示された。材料の肉厚減少に関する反応速度を評価し、反応が一般に2乗則に従うことを明らかにした。各試験温度について反応速度定数を決定し、アレニウスタイプの反応速度式を求めた。
奥村 進; 倉島 俊; 石本 貴幸*; 横田 渉; 荒川 和夫; 福田 光宏; 中村 義輝; 石堀 郁夫; 奈良 孝幸; 上松 敬; et al.
Proceedings of 13th Symposium on Accelerator Science and Technology, p.283 - 285, 2001/00
サイクロトロンの磁場の変化によるビームの不安定性が近年大きく取り上げられている。前回の本研究発表会では、原研AVFサイクロトロンにおいては運転開始後、電磁石ヨークが主にメインコイルの放熱により数十時間にわたって上昇を続け、このためにビーム電流が減少することを突き止めたことを報告した。その後、さらに詳細なヨーク温度の分布泳ぎ磁場強度の時間変化を測定するとともに、熱解析コードによるシミュレーションも加えて検討した結果、主な熱源がメインコイルとトリムコイルであることを明らかにした。これに基づいて、メインコイルの放熱を断熱する装置と、ハーモニックコイルの温度をコイル電流に依らずに一定にする装置を設置した。試験運転では、運転開始50時間後もビーム電流を初期値の90%に保つという良好な結果を得た。一方で、これまで見えなかったサイクロトロン室の空気温度の影響が現れるなどの問題も出てきた。
