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三枝 純; 田川 明広; 操上 広志; 飯島 和毅; 吉川 英樹; 時澤 孝之; 中山 真一; 石田 順一郎
Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(3), p.15-00609_1 - 15-00609_7, 2016/06
福島第一原子力発電所の事故後、原子力機構は福島県内の学校施設を効果的に除染するための方法を構築するため各種の除染実証試験((1)校庭の線量低減対策、(2)遊泳用プール水の浄化、(3)遊具表面の除染)を実施した。これらの除染実証試験を通して、(1)校庭の線量低減対策では、校庭の表土を剥ぎ取り深さ1mのトレンチに埋設することで線量を大幅に低減できること、(2)遊泳用プール水の浄化では、水中の放射性セシウムを回収するために凝集沈殿法が有効であること、(3)遊具表面の除染では、鉄棒や砂場の木枠といった遊具に対する除染効果は遊具の材質や塗装の条件により大きく依存すること、等の知見を得た。本稿では、これらの除染実証試験についてレビューする。
三枝 純; 田川 明広; 操上 広志; 飯島 和毅; 吉川 英樹; 時澤 孝之; 中山 真一; 石田 順一郎
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
福島第一原子力発電所の事故後、原子力機構は福島県内の学校施設を効果的に除染するための方法を構築するため各種の除染実証試験((1)校庭の線量低減対策、(2)遊泳用プール水の浄化、(3)遊具表面の除染)を実施した。これらの除染実証試験を通して、(1)校庭の線量低減対策では、校庭の表土を剥ぎ取り深さ1mのトレンチに埋設することで線量を大幅に低減できること、(2)遊泳用プール水の浄化では、水中の放射性セシウムを回収するために凝集沈殿法が有効であること、(3)遊具表面の除染では、鉄棒や砂場の木枠といった遊具に対する除染効果は遊具の材質や塗装の条件により大きく依存すること、等の知見を得た。本稿では、これらの除染実証試験についてレビューする。
高温工学試験研究炉開発部
JAERI-Review 2005-010, 83 Pages, 2005/03
JAERI-Review-2005-010.pdf:5.18MB
日本原子力研究所(原研)のHTTR(高温工学試験研究炉)は、燃料として被覆燃料粒子、炉心構造材に黒鉛、1次冷却材にヘリウムガスを用いた原子炉熱出力30MW,原子炉入口冷却材温度395
C,原子炉出口冷却材温度850/950Cの日本初の高温ガス炉である。HTTR原子炉施設は、平成13年12月に熱出力30MWを達成し、平成14年3月に使用前検査合格証を取得した。本書は、平成15年度(2003年度)の設備の整備状況,運転保守管理,放射線管理及び技術開発の状況を紹介する。
高松 邦吉; 中川 繁昭
日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.369 - 380, 2004/12
本研究では、HTTRの安全評価で用いた2次元非定常伝熱解析コード(TAC-NCコード)を検証するため、安全性実証試験の1次冷却材流量部分喪失試験の一つである循環機停止試験の最適解析を実施し、実測値と比較した。その結果、定常解析において解析値は実測値に対して20Cの範囲内で一致することが明らかになった。また、循環機1台及び2台停止試験の過渡解析において、炉内温度変化の解析値は実測値を十分再現できることが明らかになった。さらに、本解析モデルを用いた循環機3台停止試験の過渡解析を行い、燃料温度は上昇することなく安定状態になることを確認した。一方、HTTRの安全評価時の1次冷却設備二重管破断事故(減圧事故)の解析(安全裕度を考慮した解析)の結果と最適解析の結果を比較し、燃料温度について約100C安全裕度があることを明らかにした。これらの成果は、今後の実用高温ガス炉の開発及び第4世代原子炉(GenerationIV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に活用できる。
大場 敏弘; 柳原 隆夫; 加藤 千明; 浜田 省三
JAERI-Tech 2001-059, 36 Pages, 2001/09
原研では、文部科学省からの受託研究として「再処理施設新材料耐食安全性実証試験」を実施してきた。この試験においては、六ヶ所再処理施設の主要機器の一つである酸回収蒸発缶の小型モックアップ試験体を用いた実証試験を進めてきた。この試験体の一部である伝熱管及び短い管材を用いた実験室規模の伝熱面腐食試験片に対して、それらの内表面の腐食減肉を知るために、伝熱管の肉厚を非破壊・高精度で測定できる超音波式肉厚自動測定装置を製作した。この装置は、超音波測定器にパソコン制御方式を組合わせることにより自動的に肉厚を測定・記録できるものである。製作した装置で得られた肉厚の値は、光学顕微鏡で測定した肉厚と非常に良い一致を示し、本装置の測定精度のよいことが確認された。
神永 雅紀; 佐々木 忍; 羽賀 勝洋; 麻生 智一; 木下 秀孝; 粉川 広行; 秋元 敦*; 安達 潤一*; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2000-060, 37 Pages, 2000/11
JAERI-Tech-2000-060.pdf:5.54MB
原研とKEKが共同で建設計画を進めている中性子散乱施設では、大強度陽子加速器から1MWのパルス状陽子ビームを水銀ターゲットに入射させ、核破砕反応により発生した中性子を生命・物質科学等の先端分野の研究に利用する計画である。水銀ターゲット容器は、陽子ビーム及び中性子による照射損傷等により数ヶ月間の運転ごとに交換が必要である。水銀ターゲット容器の交換では、容器が強く放射化しているため、リモートハンドリングによる取り扱いが必須となる。そこで、3次元シミュレーション解析を実施し、ターゲット容器の最適なリモートハンドリングによる交換作業手順とそれに必要な機器を定めた。本報では、リモートハンドリング機器の機能を実証するため計画した実規模ターゲットリモートハンドリング実証試験装置の仕様及び試験計画について述べる。
伊藤 孝雄; 山崎 晴幸*; 薄井 勝富; 藻垣 和彦; 栗山 正明
JAERI-Tech 99-066, p.13 - 0, 1999/09
JT-60負イオンNBI(N-NBI)のイオン源では、負イオンの生成率を上げるためイオン生成部にセシウム蒸気を導入している。このセシウムの蒸発率はセシウム導入装置の液体セシウムを貯めているオーブンの温度を変えることにより制御される。オーブン内のセシウム残量を監視するため、サマリウムコバルト系永久磁石を装置したフロートを利用したセシウム液面レベルの測定手法を新たに開発した。オーブン内のセシウム液面レベルはフロート内磁石からの磁場を測定することにより検知できる。また、このフロートはセシウム導入装置の高真空及び高温の環境下で使用できる。本液面レベル測定手法の有効性は、実証試験により確認され、これにより、負イオン源におけるセシウム消費の定量的な把握が可能となった。
羽賀 勝洋; 須山 和昌*; 稲垣 嘉之; 林 光二; 小川 益郎
JAERI-Tech 99-062, 31 Pages, 1999/08
炉外技術開発試験装置のシステム動特性解析のために製作した熱物質収支解析コードを用いて、水蒸気改質器の性能解析を行い、原料ガス流量、温度、原料組成等をパラメータとした時の改質器の熱負荷特性を明らかにした。解析条件は、ヘリウム側の温度、圧力、流量等は一定とし、ヘリウムガスの入口及び出口エンタルピーの差、つまり水蒸気改質器のエンタルピー消費量を計算して、パラメータ変動に対する水蒸気改質器の熱消費量変化の応答特性を調べた。その結果、伝熱促進のためにフィンを外面に加工した触媒管では平滑な触媒管に比べて水素製造量が12.5%増加すること、熱消費量に最も影響を与えるのはプロセスガスの供給流量であることなどがわかった。これらの結果は炉外試験装置の運転計画作成のためのデータとなる。
羽田 一彦; 藤崎 勝夫; 小磯 浩司*; 柴田 大受; 稲垣 嘉之; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 97-004, 113 Pages, 1997/02
核熱を利用した水蒸気改質水素製造システムは、通常、原子炉建家外に設置するため、HTTRの中間熱交換器と水素製造システムを接続する2次ヘリウム配管は原子炉格納容器を貫通する。このため、貫通部に隔離弁を設置する必要がある。中間熱交換器で加熱されたヘリウムは約905C、4.1MPaで隔離弁を流れるが、このような高温高圧のヘリウム用隔離弁はこれまで実用化されていない。そこで、本報では高温高圧の隔離弁として適した構造のアングル弁について構造概念を提案し、さらに、HTTRでの供用に先立ちこの概念を確証するため、電気加熱による炉外実証試験装置を用いた試験の計画を定めた。
高田 準一; 鈴木 元衛; 塚本 導雄; 小池 忠雄; 西尾 軍治*
JAERI-Tech 96-054, 237 Pages, 1996/12
原研では、再処理施設の安全性研究の一環として、溶媒/硝酸の急激な熱分解反応に起因した爆発的燃焼が再処理施設のセル内で起こった場合の安全性実証試験をセル、ダクト、ダンパー、HEPAフィルタ及び排風機からなる大型装置を使用して実施した。実証試験では、セル換気系内の圧力上昇の影響を調べるため、加圧したタンクから装置のセル内に空気を吹き込み、装置内を通過する圧力応答を測定した。その結果、有効な圧力減衰が装置内のセルやダクトの配置により与えられた。また、実証試験ではHEPAフィルタや排風機の健全性を調べるために、空気の吹き込みによりHEPAフィルタや排風機の過渡応答を調べた。その結果、HEPAフィルタと排風機の健全性は圧力負荷において十分であった。この報告書に記載された内容は、再処理施設で爆発的燃焼が起こった場合のセル換気系の安全評価に資することができる。
機器信頼性研究室
JAERI-Data/Code 96-026, 108 Pages, 1996/09
JAERI-Data-Code-96-026.pdf:5.34MB
原研は科技庁からの受託研究として、昭和50年度から平成4年度まで、電源開発促進対策特別会計法に基づく配管信頼性実証試験を実施した。この実証試験の目途とするところは、軽水炉型原子力発電所で圧力バウンダリの一部を構成している1次冷却系配管について、その構造強度上の信頼性を実験的に検証することである。すでに、大型試験装置を用いた実験は平成2年度までに終了し、平成3年度から平成4年度までは確率論的手法を用いた配管信頼度解析を実施した。この報告書は、大型試験装置を用いた実験データをデータベース化した、その利用方法について述べた。これら大型試験装置を用いた研究成果については、配管信頼性実証試験技術報告書としてJAERI M-reportに述べた。本報告書はそれと対をなすものであって、試験結果のデータベースについて述べた。2冊の報告書でもって、配管信頼性実証試験の詳細な全容が明らかとなる。
中村 尚彦; 橋本 和一郎; 丸山 結; 五十嵐 実*; 日高 昭秀; 杉本 純
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 3, p.199 - 203, 1996/00
シビアアクシデント時に炉心から放出されたFPが一次系へ移行し配管へ沈着する。その沈着したFPの崩壊熱および炉心からの自然対流等により配管が高温に加熱され配管の健全性が損なわれることが懸念される。配管信頼性実証試験(WIND)計画では、この配管内のFP挙動および配管にかかる高温、高圧条件下での配管の健全性を評価するために実施している計画である。本解析では、汎用有限要素法コードABAQUSを使用し、WIND計画における配管高温負荷試験の配管局所加熱スコーピング試験の試験解析を実施した。この配管局所加熱スコーピング試験では、小径配管を試験対象配管として内圧最大10MPa、配管局所加熱部温度を500Cまで昇温保持し、その時の配管温度分布おび歪みデータを測定した。この試験解析では、熱伝導解析により配管温度分布、弾塑性解析により歪みを計算し試験結果と解析結果の比較検討を行った。
日野 竜太郎; 鈴木 邦彦; 羽賀 勝洋; 根小屋 真一; 深谷 清; 清水 三郎; 小貫 薫; 高田 昌二; 茂木 春義; 数土 幸夫
JAERI-Review 95-016, 115 Pages, 1995/10
HTTRの目的の一つは高温核熱利用の有効性を実証することである。HTTRに熱利用系を接続するのに先立ち、熱利用系及び構成機器の性能、熱利用系と原子炉システムとの整合性、安全性能などを検証する必要がある。そこで、HENDELを用いた炉外実証試験を提案し、これまで熱利用系の候補として挙げられてきた水素/メタノール製造システム(水蒸気改質システム)、熱化学法及び高温水蒸気電解法による水素製造システム、ガスタービン発電等について、R&Dの現状、技術的問題点、システムの概要などについて検討を行った。本報告はその検討結果を示すものであり、水蒸気改質システムは他のシステムより容易に設計・製作が可能であるため、HENDELに早期に設置し、炉外実証試験を通して、システム特性の把握、運転制御法の確立等を行うとともに、将来の核熱利用系に対して汎用性のある高温隔離弁、受動的冷却型蒸気発生器などの各種安全機器・技術を検証・高度化することができることを示した。
田中 雅*; 小倉 義己*; 徳永 興公; 橋本 昭司; 南波 秀樹; 土居 祥孝*; 青木 慎治*
電気評論, 0(8), p.70 - 73, 1995/08
電子ビーム排煙処理法は、乾式で同時に脱硫・脱硝ができ、副生品は肥料として回収できる新しい排煙処理法である。この電子ビーム排煙処理法の実用化を目指して、日本原子力研究所、中部電力(株)、(株)荏原製作所は共同で、大型パイロットプラントを建設し、実証試験を行った。その結果、従来法に勝るとも劣らない性能を持っていることを実証した。この実証試験の成果に基づいて、実機の試設計を行ったところ、従来法に比べて建設費で約25%、運転費で約20%の削減が図れることが分かった。
榎枝 幹男; 山西 敏彦; 山田 正行; 小西 哲之; 奥野 健二; Willms, R. S.*; Taylor, D.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*
JAERI-Research 95-034, 29 Pages, 1995/05
JAERI-Research-95-034.pdf:0.99MB
原研は、日米核融合研究協力協定Annex IV延長に基づき米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて非定常運転対応核融合炉燃料循環系実証試験及び増殖ブランケットトリチウム回収系模擬試験を行ってきた。本試験は、TSTA FCUの低温モレキュラーシーブ塔とJFCUのパラヂウム拡散器を組み合わせた世界初の増殖ブランケットトリチウム回収系に関するトリチウムを用いた、模擬実証試験であった。試験の結果、トリチウムを含む模擬ブランケットパージガス(流量12.6l/min)を低温吸着方式で3時間以上にわたって精製回収し、回収されたトリチウムガスを3時間以内にパラヂウム拡散器で純化する運転が可能であることが実証された。本報告は、この試験結果について詳細に解析、検討したものである。
高田 準一; 鈴木 元衛; 塚本 導雄; 小池 忠雄; 西尾 軍治
JAERI-Tech 95-024, 339 Pages, 1995/03
原研では、科学技術庁の委託を受けて、再処理施設のセル内で想定される急激燃焼がセル換気系の安全性に与える影響について大型試験装置による安全性実証試験を実施した。再処理施設では、溶媒と硝酸の急激な熱分解反応による爆発的な燃焼を想定している。本実証試験では、再処理施設モデルプラントのセルやダクトを模擬した試験装置を用いて、セル内で溶媒のミストや熱分解ガスが爆発的に燃焼した場合を想定して、固体ロケット燃料を燃焼させ、爆燃領域の爆圧や温度上昇の影響がセル換気系内を伝播・減衰する挙動を明らかにした。この報告書に記載された試験データは、セル換気系の放射性物質閉じ込め安全性解析コード(CELVA)の検証に利用されることを念頭において整理された。
宮本 喜晟; 日野 竜太郎; 稲垣 嘉之; 高瀬 和之; 井岡 郁夫; 高田 昌二; 鈴木 邦彦; 國富 一彦; 丸山 創; 近藤 康雄
JAERI 1333, 196 Pages, 1995/03
HENDELは、現在建設中のHTTRの燃料体、炉床部等の実規模モデルによる実証試験を高温高圧のヘリウムガス条件下で行うために建設された大型研究施設である。HENDELのT
試験部では、燃料棒及び燃料体の伝熱流動特性を明らかにして炉心熱設計式を取得するとともに、流路閉塞事故時等における燃料体の安全性データを蓄積し、実機雰囲気を模擬した条件下で制御棒駆動装置の作動信頼性の確認などを行った。T
試験部では、固定反射体間の冷却材漏えい試験、炉床部の伝熱特性試験、冷却材の混合特性試験、炉床部の熱過渡挙動試験、高温二重配管の断熱特性試験などにより、炉内構造物の特性・性能データを取得・蓄積し、同構造物の構造健全性を確証した。これらの実証試験の成果は、HTTRの詳細設計、安全審査及び設工認に活用され、初期の目的を十分達成することができた。本報告書は、今まで得られた成果を取りまとめたものである。
松本 潔; 村松 健; 山口 昌造*; 常世田 哲朗*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1385 - 1392, 1995/00
地震PSAの手法体系の開発・整備の一環として、非常用ディーゼル発電設備(DGシステム)の地震耐力評価を行った。DGシステムは、多数の機器から成るマルチコンポーネント・システムである。本研究では、まず、マルチコンポーネント・システムの耐力評価手法の検討を行い、5つのステップから成る耐力評価手順を提案した。次に、この評価手法をDGシステムの耐力評価に適用した。評価の中では、(財)原子力発電技術機構により実施されたDGシステムの耐震実証試験及び、これに基づく耐震裕度評価解析の結果を有効な情報源として利用した。DGシステムの機能喪失をもたらす、比較的耐力の低いと考えられる機器類の7つの損傷モードについて、機器の耐力評価を行い、その結果を基にDGシステムの耐力を支配する損傷モードを同定すると共に、システムの耐力を求めた。
西尾 軍治; 山崎 昇*
Nuclear Technology, 102, p.232 - 251, 1993/05
被引用回数：3 パーセンタイル：38.1(Nuclear Science & Technology)再処理施設のセル換気系の安全性を解析するため、抽出工程で想定される溶媒火災の挙動が解析できる計算コードFACEを作成した。この計算コードは、1次元と2次元の熱流動解析による温度、圧力及び流束の計算のみならず、火災時の放射性物質を含む煤煙の移行、沈着及び捕集などの放射性物質閉じ込め解析が可能である。計算コードの解析モデルを検証するため、FACEによる抽出工程の想定溶媒火災の計算を実施し、実証試験結果と比較した。
真道 隆治; 市野沢 仁; 上野 勤; 相沢 茂樹*; 小泉 和彦*; 井形 正登*; 本橋 昌幸
PNC TN8470 93-012, 58 Pages, 1993/03
本報告書は、動力炉・核燃料開発事業団(以下「事業団」という。)が、東海事業所に建設したガラス固化技術開発施設(以下「TVF」という。)ガラス固化技術開発棟(以下「開発棟」という。)内で行った固化セル遠隔操作・保守試験(以下「本試験」という)について、概要、スケジュール、場所、管理、方法、手順、反省等をまとめたものである。
