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永瀬 文久
Annals of Nuclear Energy, 171, p.109052_1 - 109052_8, 2022/06
被引用回数：2 パーセンタイル：53.91(Nuclear Science & Technology)冷却材喪失事故において、酸化されたZr合金被覆管がスペーサーグリッドにより急冷時に強く拘束されると燃料の破損限界が低下する。したがって、軸方向拘束の現実的なレベルを推定することが、燃料の安全性に関するひとつの課題である。本研究では、PWR型模擬燃料セグメントと3
3グリッド片からなる試験体を、水蒸気中で加熱,冷却、および急冷し、燃料セグメントにかかる軸方向拘束力を測定した。ジルカロイ製グリッドの拘束力は温度とともに徐々に低下した。1060K以上に加熱されると、拘束力の低下は回復しにくく、冷却および急冷時の最大拘束力は以下10Nであった。インコネル製グリッドについては、拘束力が以上1070Kで明らかに減少したが、冷却により部分的に回復した。インコネル製グリッドによる最大拘束力は20から50Nであった。従来研究で予測されたような非常に強い拘束は、グリッド位置での酸化,膨れ,破裂、または共晶形成によって起こる可能性は一般的には低い。
小澤 正明*; 天谷 政樹
日本原子力学会和文論文誌, 19(4), p.185 - 200, 2020/12
発電用軽水炉(LWR)では、冷却材喪失事故時に炉心の冷却可能形状を維持するとともに放射性核分裂生成物の公衆及び環境への放出を最低限にするために設計された非常用炉心冷却系(ECCS)が設けられている。LWR用ECCSに関する規制基準は、設計上の安全機能及び性能の評価並びに安全評価結果の安全裕度を確保するために定められている。日本における現在の基準は1981年に定められ、これは旧基準に対し当時の知見を加えたものである。この基準制定以降、燃料被覆管の材質、設計等を変えることで燃料燃焼度が進展し、これに伴い高燃焼度燃料のLOCA時の安全性を評価する研究を通して更に知見が蓄積されてきた。本論文では、日本の現行のECCS基準の高燃焼度燃料への適用性に関する最近の研究成果と今後の課題をまとめた。現在までに得られている研究成果によれば、燃焼度進展がLOCA時の被覆管酸化や急冷時破断限界に及ぼす影響は小さく、現行基準が高燃焼度燃料にも適用可能であることが分かった。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; Gulden, W.*
Nuclear Fusion, 55(12), p.123008_1 - 123008_7, 2015/12
被引用回数：15 パーセンタイル：60.5(Physics, Fluids & Plasmas)水冷却方式のトカマク核融合原型炉について、真空容器の内外における大規模な冷却材喪失事故を解析した。解析により、そのような事故事象に対する原型炉システムの熱水力応答と、さらに放射性物質の閉じ込め障壁への圧力荷重を明らかにした。この解析結果は、真空容器の内と外における冷却材喪失事故は、それぞれ第1の閉じ込め障壁と最終閉じ込め障壁の健全性を深刻に脅かすことを示唆している。真空容器内冷却材喪失事故については、第1壁トロイダル方向全周破断時において、圧力抑制システムが作動しても、真空容器内圧は設計値まで到達することが分かった。真空容器外冷却材喪失事故については、1次冷却系ギロチン破断に起因するトカマクホールへの圧力荷重は極めて大きく、トカマクホールの健全性を深刻に脅かすことが分かった。論文では閉じ込め障壁への荷重の低減方法について議論した。
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 杉山 智之
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2015), Part.2 (Internet), p.10 - 18, 2015/09
高燃焼度領域での燃料性能を向上させるとともに既設の原子炉の安全性を向上させるため、高耐食性被覆管や核分裂生成ガス放出を抑えたペレットで構成された改良型燃料が事業者や燃料メーカによって開発されてきた。このような改良型燃料の現行の規制基準や安全裕度の妥当性を評価するため、またこれらに係る将来の規制のためのデータベースを提供するため、原子力機構はALPS-IIと呼ばれる新しい研究プロクラムを開始した。このプログラムは、欧州から輸送された高燃焼度改良型燃料を対象とした反応度事故(RIA)模擬試験及び冷却材喪失事故(LOCA)模擬試験から主に構成されている。本論文では、このプログラムの概要及び現在までに得られているRIA及びLOCA模擬試験結果について述べる。
高松 邦吉; Hu, R.*
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。安全上優れた特性を有する冷却設備に関する研究は、極めて重要なテーマである。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は変動がなく、安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できることがわかった。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10
水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。
中村 誠; 伊庭野 健造*; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 小川 雄一*
Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10
近年我が国において、加圧水冷却材と固体ペブル増殖ブランケットに基づくトカマク核融合原型炉の設計研究が進んでいる。しかしながら、このタイプの核融合原型炉の安全上の特徴はまだ十分に明らかにされていない。本論文は真空容器内・真空容器外における冷却材喪失事象の熱水力解析について報告するものである。水冷却原型炉の安全上(とりわけ閉じ込め障壁への荷重)について、熱水力解析の結果に基づいて議論する。そのような荷重を低減するための方策についても提案する。
杉山 智之; 永瀬 文久; 中村 仁一; 更田 豊志
HPR-362, Vol.2, 12 Pages, 2004/05
軽水炉の安全規制に活用されるデータベースを提供するため、原研では、異常時及び冷却材喪失事故(LOCA)や反応度事故(RIA)等の想定された事故条件下における燃料挙動を明らかにするための研究を行っている。LOCA研究では急冷破断試験及び被覆管の酸化速度や機械特性に関する分離効果実験を行っており、照射被覆管を用いた試験に先立ち、運転中の腐食や水素吸収が及ぼす影響を調べる試験を非照射被覆管により実施してきたが、最近、照射被覆管を用いた試験を開始し、結果を得た。RIA研究では、高燃焼度燃料を対象とした一連のNSRRパルス照射実験を行っている。本論文は、原研のLOCA及びRIA研究で最近得られた結果を報告するものである。
ホット試験室
JAERI-Review 2003-038, 106 Pages, 2003/12
JAERI-Review-2003-038.pdf:9.36MB
本報告書は、平成14年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発について、まとめたものである。燃料試験施設としては前年度に引き続きBWR燃料集合体の破壊試験,サイクル機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の破壊試験等を実施した。所内利用としては、「むつ」使用済燃料集合体の再組立及び照射後試験を継続実施した。WASTEFは廃棄物処理処分におけるバリア性能評価試験,岩石型燃料の侵出試験,原子炉構造材料の高温水中複合環境下低歪速度試験等を実施した。ホットラボでは所外利用として、前年度に引き続き、東電柏崎5号機で照射された大幅高燃焼度用材料の破壊試験試験等を実施した。所内利用では大強度陽子加速器ターゲット容器材料等の照射後試験を実施した。また、ホット試験施設の総力を挙げて、国からの要請による東北電力女川原発1号機の再循環配管ひび割れの検査を実施した。
栗原 良一; 渡辺 健一*; 小西 哲之
JAERI-Review 2003-020, 37 Pages, 2003/07
JAERI-Review-2003-020.pdf:2.08MB
日本原子力研究所で概念検討している将来の核融合原型炉は、系全体の熱効率を上げるために炉内機器の冷却材として超臨界圧水を使用する設計にしている。したがって、核融合原型炉の真空容器内でブランケット冷却配管が破断した場合に、超臨界圧水の放出挙動を評価することは安全性を確保するうえで重要である。しかし、それを正確に評価するためには、超臨界圧水ブローダウンの熱水力現象を解析しなければならない。そこで、現時点で実際に使用されている超臨界圧水冷却火力発電プラントにおいて、ボイラー火炉やタービン内で冷却水が噴出した場合の実験や解析が行われていないか、国内外の公開文献を調査した。また、将来の軽水炉として東京大学で設計された超臨界圧水冷却軽水炉のLOCA解析コードについて、超臨界圧水の熱伝達式に関する評価式等を調査した。核融合実験炉ITERモデルの真空容器内冷却水漏洩事象(ICE)の評価に用いたTRAC-BF1コードは、蒸気表や構成式が21MPa,374
C以上の超臨界圧水に対応していない。そのため、超臨界圧水冷却の核融合炉においてICE事象が発生した場合の評価ができるようにTRAC-BF1コードを改良するうえで必要な課題について調査した。
柴田 光彦; 高瀬 和之; 渡辺 博典; 秋本 肇
Fusion Engineering and Design, 63-64, p.217 - 222, 2002/12
被引用回数：5 パーセンタイル：34.58(Nuclear Science & Technology)本報は、核融合実験炉の圧力抑制システムが設計どおりの機能を有していることを実験的に調べたものである。試験は、核融合実験炉の構成要素(真空容器や圧力抑制システム等)を約1/1600のスケールで簡略モデル化した装置を使って、核融合実験炉の運転条件を模擬した条件下で真空容器内冷却材侵入時の圧力上昇挙動を調べた。一連の試験を行い、次の結論を得た。(1)3本のリリーフ配管を使用した場合には1本だけの場合に比べて真空容器内の最高到達圧力を約50kPa低下できる。(2)真空容器内の圧力上昇はリリーフ配管の断面積に大きく依存する。(3)最大水侵入時における真空容器内の圧力上昇速度は秒速100-200kPaである。(4)冷却材の温度,圧力,真空容器壁温,侵入水量等の広範囲な条件に対しても圧力抑制システムは設計どおりの性能を十分期待できる。
小西 哲之
プラズマ・核融合学会誌, 78(11), p.1157 - 1164, 2002/11
ITERの安全ロジックに基づいて、核融合動力プラントの安全性について考察した。ITERの方法論は核融合の原理的安全の本質に根ざしたものであり、多くの部分で動力プラントでも適用できる。即ち、放射性物質とエネルギーのソースタームを摘出し、そのハザードの大きさと経路を解析するものであり、核分裂と比較すればその規模と経路の遠さが対策を容易にしている。ITERと動力炉の最大の違いはトリチウムとエネルギーの共存するブランケットであり、インベントリーは同規模でありながらトリチウム処理系の性格が大きく異なる。大量トリチウム除去系が能動的に常時トリチウム放出を管理する特徴から、核融合プラントは異常時のためのシステムを特別に必要としない。
岩井 保則; 中村 博文; 小西 哲之; 西 正孝; Willms, R. S.*
Fusion Science and Technology, 41(3), p.668 - 672, 2002/05
核融合実験炉の燃料循環システムではトリチウムの大部分が水素同位体分離システム(ISS)の深冷蒸留塔に液の形で滞留する。ISSの冷却材喪失事象は塔内の液化水素の異常な蒸発を引起こす。核融合炉の安全性の観点から、冷却材喪失事象時のISSの挙動を把握し、数値評価手法を確立することを目的に、日米協力の下、米国ロスアラモス国立研究所トリチウムシステム試験施設の核融合実験炉規模の深冷蒸留塔で冷却材喪失事象模擬試験を世界で初めて実施した。定常状態における深冷蒸留塔内の水素同位体インベントリーの所在を評価した後、冷凍機を手動で停止させることで冷却材喪失事象を模擬した。また同時に再沸器のヒーター出力を零とした。塔内の圧力が定常時の106.7kPaから液の蒸発とともに上昇し、235kPaに達するまでに90分を要することを観測し、水素吸蔵ベットを用いた水素急速回収等により圧力上昇を防ぐ十分な時間猶予があることを見いだした。
小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 秋本 肇
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00
核融合炉真空容器内に冷却材が侵入した場合を想定し、真空容器内で起こる熱流動現象を数値的に調べた。著者らはすでに、軽水炉の安全性評価解析コードTRACを核融合炉条件に対して利用できるように改良している。この改良TRACコードを使って、核融合炉の構成要素を縮小簡略モデルで模擬した体系で冷却材侵入時の水-蒸気系二相流挙動に関する3次元詳細解析を行った。本研究の結果、真空容器,サプレッションタンク,ドレンタンク,リリーフ配管,ドレン配管等から構成される圧力抑制システム内での蒸気と水の分離流挙動が視覚的に明らかになり、現状の圧力抑制システム設計の考え方は十分妥当であることがわかった。また、リリーフ配管の断面積,冷却材温度,真空容器温度,侵入時間等をパラメータとした一連の解析結果はモデル試験結果を高い精度で模擬できることを示した。
高瀬 和之; 秋本 肇
Nuclear Fusion, 41(12), p.1873 - 1883, 2001/12
被引用回数：6 パーセンタイル：21.45(Physics, Fluids & Plasmas)核融合炉ITERの真空容器内に冷却材が侵入する事象はICE(Ingress-of-Coolant Event)と呼ばれる。著者らはICE予備実験装置を使ってICE事象時の物理現象を調べ、圧力上昇に及ぼす支配因子を摘出した。ICE予備実験の結果からICE事象時のITER安全性を予測することは、ICE予備実験装置がITER形状を模擬していないため困難である。しかしながら、ICE挙動の定量化及び安全性評価解析コードによる実験データの検証は核融合炉の安全設計にとってたいへん重要である。そこで、ITERの圧力抑制システムを参考にしてICE統合試験装置を製作し、ICE事象時の安全システムの妥当性を定量的に調べた。また、軽水炉の安全性評価解析に利用されたTRAC-PF1コードを使って数値解析を行って予測精度の妥当性を評価した。本研究の結果、ITERのサプレッションタンクシステムはICE事象時の圧力上昇を抑制するために十分効果的であることがわかった。また、ダイバータやサプレッションタンク内の二相流挙動を定量的に把握することができた。さらに、TRAC-PF1コードによる解析結果は試験結果を十分予測でき、核融合炉用安全性評価解析コードの開発に高い見通しを得た。
木下 秀孝; 神永 雅紀; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2001-052, 41 Pages, 2001/08
JAERI-Tech-2001-052.pdf:1.99MB
核破砕水銀ターゲットシステムの設計では安全保護系の概念構築が急務である。水銀ループのFMEAでは、強制流動喪失と冷却材流出がターゲットの熱除去性能を著しく損なうことを示している。そこで、RELAP5を用いて強制流動喪失と冷却材流出時の過渡解析を行った。強制流動喪失時には、流動している水銀の持つ慣性力が大きく過大な温度上昇は起きないことがわかった。冷却材流出時には、圧力変動等が起こるが、極端な温度上昇等、重大事故に至るような挙動は見られなかった。今回の解析をもとにした安全保護系の設計を行うとともに、水銀システムの合理化を図っていく予定である。
栗原 良一; 安島 俊夫*; 植田 脩三; 関 泰
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(7), p.571 - 576, 2001/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原研では、核融合炉の冷却材侵入事象(ICE)予備実験結果をもとに、軽水炉で開発されたTRAC-BF1コードをICE事象用に改良して検証を行ってきた。本論文は、ITER実機の3次元モデルを、改良したTRAC-BF1で解析し、ITER工学設計(EDA)の安全解析標準コードであるMELCOR解析結果と比較した結果等を述べる。TRAC-BF1モデルの真空容器内初期温度、注入水の質量流量等をMELCOR解析と同一にして計算した結果、TRAC-BF1で求めた最大圧力はMELCORよりも約0.04MPa高くなったが、ITERの真空容器設計耐圧0.5MPaの範囲内であることを確認した。また、3次元解析から、0.6m
の破断口は周方向4分割の内1箇所に集中させて水を注入したが、周方向4箇所にセットしたRupture Discの開口時間の差は最大3msecであり、圧力上昇挙動に影響しないことがわかった。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Fusion Technology, 39(2-Part.2), p.1050 - 1055, 2001/03
本研究は、真空容器内冷却材侵入事象時に核融合炉内で起こる水-蒸気二相流挙動を冷却材侵入事象統合試験装置を使って実験的に調べ、また、TRACコードを使って実験結果を数値的に検証したものである。冷却材侵入事象統合試験装置は核融合実験炉(ITER)の構成要素を約1/1600で縮小簡略モデル化しており、プラズマチャンバー、ダイバータ、真空容器、サプレッションタンク等から構成される。実験では冷却材侵入時の水の相変化挙動を可視的に観察し、プラズマチャンバーからダイバータを通って真空容器に流れ込む水と蒸気の流動挙動を定性的に明らかにした。また、ITERサプレッションシステムが冷却材侵入時の圧力上昇を有効に抑制できることを定量的に確認した。さらに、冷却材侵入時の容器内の圧力上昇、ボイド率等をTRACコードによる数値解析によって高い精度で予測できることを実験結果との比較から明らかにした。
高瀬 和之; 秋本 肇
Proceedings of IAEA 18th Fusion Energy Conference (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00
核融合実験炉ITERの真空容器内に冷却材が侵入する事象はICE(Ingress-of-Coolant Event)と呼ばれる。著者らはICE予備実験装置を使ってICE事象時の物理現象を調べ、圧力上昇に及ぼす支配因子を摘出した。ICE予備実験の結果からICE事象時のITER安全性を予測することは、ICE予備実験装置がITER形状を模擬していないため困難である。しかしながら、ICE挙動の定量化及び安全性評価解析コードによる実験データの検証は核融合炉の安全設計にとってたいへん重要である。そこで、ITERの圧力抑制システムを参考にしてICE統合試験装置を製作し、ICE事象時の安全システムの妥当性を定量的に調べた。また、軽水炉の安全性評価解析に利用されたTRAC-PF1コードを使って数値解析を行って予測精度の妥当性を評価した。本研究の結果、ITERのサプレッションタンクシステムはICE事象時の圧力上昇を抑制するために十分効果的であることがわかった。また、ダイバータやサプレツションタンク内の二相流挙動を定量的に把握することができた。さらに、TRAC-PF1コードによる解析結果は試験結果を十分予測でき、核融合炉用安全性評価解析コードの開発に高い見通しを得た。
村松 壽晴; 須田 一則; 村上 諭*; 山口 彰
JNC TN9400 2000-109, 96 Pages, 2000/11
JNC-TN9400-2000-109.pdf:9.56MB
高速炉の実用化に向け、多様な作動流体を冷却材として用いた場合の検討に資するため、原子炉基本設計を左右する重要熱流動課題として、(1)自由液面揺動、(2)温度成層化、(3)サーマルストライピングおよび(4)自然対流の4項目を取上げ、作動流体としてNa、Pb-Bi合金、Co2ガスを用いた場合のそれぞれの現象の特性変化を数値解析的に検討・評価した。得られた結果は、以下の通りである。[自由液面揺動](1)Fr数を指標とした内部流動特性および自由液面特性につき、Naを作動流体とした場合とPb-Bi合金を作動流体とした場合で有意な違いは生じない。(2)液面近傍流速を指標としたガス巻込み限界につき、AQUA-VOFコードが実験結果と概ね一致する結果を与え、同コードがガス巻込み限界の1次評価に使用可能であることを確認した。[温度成層化](1)連行現象(上下層剪断渦)の発生位置は、NaあるいはPb-Bi合金を作動流体とした場合Ri数の減少とともに下流側に移動する。一方、CO2ガスの場合には、その発生位置はRi数の減少により上流側に移動する。(2)温度成層界面の解消速度は、流体物性としての熱伝導度に大きく依存した特性を示す。すなわち、CO2ガス中に温度成層界面が発生した場合には、より積極的な界面解消策を講じる必要があることを示唆している。[サーマルストライピング](1)CO2ガスを作動流体とした場合には、大きな粘性係数値と小さな熱伝導度との相乗効果によって、より下流側まで大振幅の温度揺らぎが到達する。(2)作動流体を変更した場合、温度揺らぎ振幅を評価するためにはReを一致させる必要が、温度揺らぎ周期を評価するためには流速値を一致させる必要がある。[自然対流](1)基本的に、浮力噴流挙動に準じる特性を示す。ただし、自然循環力の立ち上がりの特性は、流体の熱容量および熱伝導度の影響を大きく受ける。なお、CO2ガスの場合には、自然循環ヘッドが大きい場合のみ、液体金属の場合と同様な温度過渡特性を示す。(2)各作動流体を用いた場合のピーク温度到達時間は、Ra数一致条件の下で評価が可能である。
