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小野田 雄一; 近澤 佳隆; 中村 博紀*; Barbier, D.*; Dirat, J.-F.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
仏実証炉ASTRIDは、その炉寿命として60年を目標としている。これを達成するための予備的設計評価を通じて、交換不可能な原子炉容器内機器への熱負荷に対する構造健全性に関する技術課題が明らかとなってきた。そのような機器の一つが、原子炉容器内の一次冷却材高温槽と低温槽とを区分している内容器である。この内容器の寿命を、フランスの構造規格であるRCCMrXに沿って評価する必要があるが、このためには構造健全性の観点から最も不利な条件となる熱流動過渡を同定する必要がある。この過渡の候補としてScram(通常の緊急炉停止)とLoss of grid(外部電源喪失)を選定し、原子炉容器内の3次元熱流動解析を実施して、最も不利な過渡条件の同定を試みた。その結果、Loss of gridの場合、流量の低下によって原子炉容器内冷却材の温度成層化が顕著となり、内容器板厚内の温度分布が通常運転時と逆転する結果となった。この結果は構造物に対する熱負荷の観点からはより厳しいものとなる。この論文では、熱流動過渡条件下における内容器の温度変化を詳細に解析した結果を示した。次の段階では、ここで得られたデータを用いて、内容器構造の寿命期間中における構造健全性を評価する。
栃尾 大輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 関田 健司; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 中川 繁昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(1), p.13 - 21, 2017/01
被引用回数：1 パーセンタイル：10.62(Nuclear Science & Technology)原子力機構ではGTHTR300Cの設計研究を行っている。水素製造施設のような熱利用系において発生した異常による熱負荷の変動が発生した場合でも、原子炉システムは、安定かつ安全な運転、更に安定な電力供給を継続することが求められている。そのためには、熱負荷変動を原子炉システムで吸収でき、安定かつ安全な運転を継続できることを実証する必要がある。原子力機構では、原子炉及びIHXによる熱負荷変動吸収特性を明らかにするために、核熱を伴わない熱負荷変動吸収試験を計画・実施した。その結果、原子炉は予想より大きな吸収容量を有しており、IHXも熱利用系で発生した熱負荷変動を吸収できることを明らかにすることができた。このことから、原子炉及びIHXは、熱利用系で発生した熱負荷変動の有意な吸収容量を有していることを確認した。さらに、RELAP5/MOD3に基づいた安全評価コードは、熱負荷変動吸収挙動を保守的に評価できることを確認した。
TiO
pebble bed谷川 尚; 秦野 歳久; 榎枝 幹男; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 75-79, p.801 - 805, 2005/11
被引用回数：38 パーセンタイル：91.02(Nuclear Science & Technology)固体増殖ブランケットにおける微小球充填層の熱機械特性を明らかにするため、圧縮荷重下におけるLiTiO充填層の実効熱伝導率を測定した。荷重試験機に熱線法による熱伝導率測定装置を組み込み、温度,雰囲気,機械荷重を制御しつつ、充填層の応力-ひずみ特性と実効熱伝導率とを同時測定した。673
973Kの温度範囲において、圧縮変形による実効熱伝導率の増加を明らかにした。また、充填層に加えられた温度や圧縮の履歴によって実効熱伝導率が増加し、その効果が圧縮変形の増加によって理解できることを示した。
足利谷 好信; 川崎 朋克; 吉野 敏明; 石田 恵一
JAERI-Tech 2005-010, 81 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-010.pdf:16.65MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成11年9月16日から出力上昇試験が開始され、出力上昇試験(4)の定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850
C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転に続いて、平成16年3月21日から平成16年7月7日にかけて、出力上昇試験(5)として高温試験運転モード(原子炉出口冷却材温度950C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転を実施し試験は無事終了した。本報は、高温試験運転モードの出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。高温試験運転モードの放射線モニタリング結果は、定格運転モードと同様に、原子炉運転中における作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850C,原子炉熱出力30MW)の出力上昇試験における放射線モニタリングデータについても一部掲載した。
西原 哲夫; 稲垣 嘉之
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.320 - 324, 2003/00
高温ガス炉水素製造システムの開発課題として、水素製造設備で発生した熱外乱が原子炉に伝播し、原子炉の運転に影響を与えないための制御技術の開発がある。原研では、蒸気発生器を用いた熱外乱緩和システムを提案し、HTTR水素製造システムによる実証試験を通してこのシステムの有効性を実証する計画である。この技術が成立することにより、水素製造設備と原子炉の運転制御は独立して行えることとなる。本論文は、HTTR水素製造システムの概要を示すとともに、プラント動特性解析により熱外乱緩和システムの有効性を示したものである。
足利谷 好信; 吉野 敏明; 安 和寿; 黒沢 義昭; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-094, 80 Pages, 2002/12
JAERI-Tech-2002-094.pdf:12.8MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格運転モード9MW(単独・並列運転),定格運転及び高温試験運転モードの20MW(単独・並列運転)の出力上昇試験に続いて平成13年10月20日から定格運転モード(原子炉出口温度850
),定格熱出力30MWの出力上昇試験(単独・並列運転)を実施し、平成14年3月11日に無事終了した。本報は、定格運転モード30MW出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。定格運転モード30MW出力上昇試験の放射線モニタリング結果、原子炉運転中に作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の有意な放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、平成14年5月20日~平成14年7月6日に実施した第1サイクル運転時の放射線モニタリングデータについても一部掲載した。
藤原 幸雄; 花田 磨砂也; 宮本 賢治; 奥村 義和; 鈴木 哲; 渡邊 和弘
JAERI-Tech 99-052, 52 Pages, 1999/07
ITER-NBI用加速電極の熱・機械的特性を3次元有限要素コード(ABAQUS)を用いて解析し、加速電極の機械的信頼性並びにビーム偏向量を評価した。数値解析の結果、加速電極1段あたりの熱負荷が1.5MWの場合、電極の最高温度は300C程度、ミーゼス等価応力の最大値は150MPa程度になることがわかった。したがって、融解は生じないものの、加速電極の一部が塑性変形するものと予想される。塑性変形を避けるためには、熱負荷を1MW以下に下げる必要がある。また、熱変形による電極孔の最大軸ずれ量は0.7mm程度になることがわかった。薄型レンズ理論を適用すると、電極孔の軸ずれによるビームレットの偏向角は最大で2mrad程度となり、ITER-NBI工学設計の制限値を満たすものと評価された。
荒木 政則; 喜多村 和憲*; 浦田 一広*; 鈴木 哲
Fusion Engineering and Design, 42(1-4), p.381 - 387, 1998/09
被引用回数：1 パーセンタイル：15.03(Nuclear Science & Technology)ITER炉内機器のうち、ダイバータの熱及び電磁負荷荷重下における構造解析を実施した。この結果、標準設計として考えている構造を多少改良することにより、許容応力内におさまることが明らかとなった。本論文では、従来、単独でしか行われていなかった熱及び電磁負荷を総合的に評価したものである。
荒木 政則; D.L.Youchison*; 秋場 真人; R.D.Watson*; 佐藤 和義; 鈴木 哲
Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.A), p.632 - 637, 1996/00
被引用回数：5 パーセンタイル：45.11(Materials Science, Multidisciplinary)次期核融合実験炉、例えば、ITERでは、プラズマ対向機器表面材料にベリリウム、炭素系材料及びタングステンが選定されている。特に、ベリリウムは第1候補材料であるため、原研ではベリリウムと銅の接合体開発研究を進めてきた。そこで、この開発研究で培った接合技術を適用して、25mm角、厚み2mm及び10mmのベリリウムタイル各2個を1本の銅製冷却管に真空ロー付けしたダイバータ試験体を製作した。加熱実験は、日米核融合協力のもとで、米国サンディア研究所の電子ビーム照射装置を用いて、ITER等のダイバータ部で予想される熱負荷条件で各々のタイルに対して行った。本論文は、ベリリウム/銅接合体の接合特性及び加熱実験結果について述べるとともに、今後の開発課題についても言及した。
村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 秋本 肇; 岡崎 元昭; 井口 正
Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.1_1 - 24.1_10, 1992/00
従来型軽水炉についての大型再冠水試験等により、事故時の多次元効果が明らかになってきた。これらの知識は1次元又は多チャンネル1次元コードのモデル改良又は入力データの修正に使われ、従来型軽水炉の解析に役立てられてきた。一方、TRACコードのような多次元コードが開発され、原研では、多次元効果をTRACに組込み、REFLA/TRACコードを開発した。本コードによる高転換軽水炉、受動安全炉の解析を行ったところ、多次元効果が解析的に見い出された。すなわち、炉心及びその上、下部での自然循環による流体温度の均一化、一次系水とボロン水との混合が、1次元解析と大きく異なることが分かった。大型試験等の行われていない新型軽水炉の性能評価のためには、3次元熱水力コードを使用し、多次元効果を調べる必要があり、このことに同コードの重要性がある。
宇賀 丈雄
Bull.JSME, 21(154), p.587 - 591, 1978/00
中央部に細長い軸対称の一対の空隙を設け、両端に荷重チェックのある特殊な板状試験体を考案し、熱応力ラチェット試験に使用した。この細長い一対の空隙により3分割された3本棒試験体のうち両側に特殊な被覆管型ヒータをとりつけ安定した熱応力を再現性よく得ることに成功した。そこで本法ではこの特殊な試験体の構造、荷重特性、試験法、ラチェット変形挙動の代表例などを紹介した。
Hu, Q. H.*; Zhang, T.*; Shen, Y. Q.*; 舘 幸男; 深津 勇太; Borglin, S.*; Chang, C.*; Hampton, J.*
no journal, ,
In a deep geological repository of high-level nuclear wastes, the near-field systems consist of waste packages, buffer materials, and natural barrier systems. It is expected that the initial thermal loading after waste emplacement will last several hundred years. It is important to investigate the effects of this thermal loading on the near-field components under in situ stress conditions, in terms of thermal-hydrological-mechanical-chemical (THMC) processes and subsequent radionuclide retention and migration. Preliminary tests have been performed via integrated combinations of buffer materials and host rocks, at nm-dm scales, subjected to a range of elevated temperatures under true-triaxial conditions, which is complemented by a suite of nano-petrophysical characterization approaches such as small-angle neutron/X-ray scattering techniques to quantify total pore space and sample size-dependent effective porosity. For multiple-approach radionuclide retention and migration tests before- and after-THMC experiments, a complementary range of tests will include batch, column, and gas diffusion for granular samples, as well as gas/liquid diffusion and fractured core transport tests for intact rock samples under different temperature and pressure conditions.
