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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。
神永 雅紀; 木下 秀孝; 羽賀 勝洋; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2002-002, 22 Pages, 2002/02
JAERI-Tech-2002-002.pdf:5.37MB
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大強度の中性子を物質・生命科学等の先端分野の研究に利用する予定である。核破砕水銀ターゲットシステム設計では、安全性を確保しつつ中性子収率等の性能向上を図っている。安全性に関しては、水銀ターゲットシステムが水銀を使用し、かつ、核破砕生成物を内包することから水銀循環の過渡挙動を把握し、異常を早期に検出して安全に収束させるための検出手法や安全保護系の概念構築が急務となっており、これまでRELAP5を用いた解析評価を進めてきた。本報は、これら解析評価結果に基づき、解析結果の検証を目的として計画した水銀流動基礎実験装置による異常時模擬試験に関し、試験用に改造した装置の概要及び試験計画についてまとめたものである。
鐵 桂一*; 澤田 淳
JNC TN8430 2001-006, 65 Pages, 2001/10
JNC-TN8430-2001-006.pdf:15.23MB
NETBLOCKではこれまで、亀裂交差部の透水性を把握するための試験を行ってきた。しかし、試験で使用した岩体は透水性が高いため、制御可能な試験条件下で亀裂内の流れが乱流となる可能性が指摘されている。亀裂内の流れが乱流である場合、亀裂開口幅、透水量係数を過小評価してしまうため、層流状態を達成する必要がある。本試験では、水よりも粘性の高い流体(高粘性流体)を用い、これまで使用してきたT字に交差した天然亀裂を持つ花崗岩を用いた。また高粘性流体は、メチルセルロース系の水溶液を使用した。高粘性流体を用いることにより、マノメータを広い範囲で使用でき、測定の精度を上げることができた。また、0.1wt%以上の高粘性流体を用いることで、岩体亀裂内の流れが層流になる結果が得られた。
山田 直之*; 鎧 桂一*; 澤田 淳
JNC TN8430 2001-003, 64 Pages, 2001/03
JNC-TN8430-2001-003.pdf:10.04MB
NETBLOCK試験装置ではこれまでに、アクリル試験体および模擬岩体を用いた試験を通じて、透水試験を行う上での装置の取扱方法、試験条件等の検討を行ってきた。また、交差亀裂を有する実岩体(花崗岩:釜石鉱山より採取)をNETBLOCKで試験可能なサイズに成型を行ってきた。今回は、亀裂交差部が透水性に与える影響を調べることを目的として、実岩体を用いた透水試験を行った。対象となる亀裂の透水性が高いために、計測システムの改良を行い、数cm程度の水頭差で透水試験を行った。その結果、亀裂の透水量係数が10-4
10-5(m2/s)のオーダーであることが分かった。また、注水時の亀裂内の水頭分布から、下部亀裂のNW方向に透水性の低い箇所があることが推定できた。亀裂の透水性が高く、試験時の透水量が多くなることから、試験条件が乱流である可能性が考えられる。乱流が生じている場合、透水性を低く評価することになるので、流体の粘性を高くして層流条件で試験を実施し、透水性の正しい評価を行う必要があると考えられる。
一宮 正和; 堂崎 浩二; 上野 文義; 森下 正樹; 小林 孝良; 奥田 英一; 嵐田 源二
JNC TN2400 2000-005, 103 Pages, 2000/12
JNC-TN2400-2000-005.pdf:3.98MB
もんじゅ2次系床ライナについて、漏えいナトリウムの燃焼による熱荷重条件に対するライナの機械的健全性を、溶解塩型腐食による減肉を考慮したうえで、非弾性解析及び部分構造模擬試験により評価した。非弾性解析の結果、減肉が著しく進行しても、ライナに生じるひずみ値は材料固有の延性限度内にあるため、ライナに貫通性損傷が発生することはなく、その機械的健全性が確保されることを確認した。また、部分構造模擬試験の結果、非弾性解析による推定値を大幅に上回るひずみを与えても損通性損傷はなく、機械的健全性を維持することを確認した。
川田 耕嗣; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 寺奥 拓史; 三宅 収
PNC TN9450 97-005, 145 Pages, 1997/03
「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の目的で、平成8年4月8日に、大洗工学センターの大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)内の大型密閉試験装置(SOLFA-2)を用い、「もんじゅ」2次系配管室の温度計、換気空調ダクト、グレーチング、床面には同仕様の受け皿等の配置を模擬してナトリウム漏えい燃焼実験-Iを行った。なお本データ集については、情報公開の一環として平成9年3月21日付けで、本社インフォメーションルーム、大洗工学センター展示館、敦賀事務所アトムプラザの3カ所で公開を開始した。
大島 宏之
PNC TN9410 96-128, 82 Pages, 1996/04
高速炉においては,その稠密な燃料格子構造および高い出力密度ゆえ,燃料集合体局所異常/事故は安全評価上重要な事象として認識されている。ワイヤースペーサ型のバンドル体系では,過去の試験結果等により起因事象として厚みのあるポーラス状の閉塞を想定することが最も現実的と考えられるが,その事象評価には,閉塞の形状・大きさ・位置,閉塞物のポロシティ・材質等パラメータが多く,解析コードと介した検討が必要となる。本研究では,このポーラス状流路閉塞事象評価の精度向上を目的として,昨年度単相サブチャンネル解析コードASFRE-IIIに組み込んだポーラス状閉塞モデルの高度化を実施した。ここでは,閉塞領域内の熱流動現象をより忠実に再現するために,充填層理論に基づく圧力損失,熱伝導そして熱伝達に関する相関式を新たに組み込んだ。また,仏で行われたポーラス状流路閉塞模擬試験Scarlet-2のデータを基に機能検証解析を行うことにより,閉塞領域内の冷却材ピーク温度およびその発生位置を良好に再現できることを確認した。詳細なモデル検証は,今後予定されている水/ナトリウム炉外試験の結果を待ち,実施する予定である。
中桐 俊男; 石川 浩康; 大野 修司; 小沢 隆之; 加藤 一憲*; 小山 真一; 下山 一仁
PNC TN9510 94-001, 246 Pages, 1994/05
安全工学部プラント安全工学室では、高速増殖炉のソースターム研究を、一部燃料材料開発部照射燃料試験室の協力を得つつ実施しているが、本研究を今後さらに効率的かつ有効に進めていくための有益な情報を得ることを目的として、昭和63年に日本原子力発電(株)殿が米国DOEに委託したTREAT炉を用いたソースターム炉内試験計画の検討に係わる英文報告書"「燃料破損時のFP炉内移行挙動の研究(その2)」-PLANING STUDY OF IN-PILE LOOP TESTS FOR THE EVALUATION OF FISSION PRODUCT TRANSPORT-"を入手し(動燃報告書登録番号:PNC ZR1471 93-001)、関係者で和訳して、その内容を調査した。本報告書で得られた情報は、将来実施予定の以下の試験研究に反映する予定である。(1)炉内ソースタームを支配する、FP・燃料蒸気泡のナトリウム中減衰挙動の解明に重点をおいた炉内ソースターム挙動総合模擬試験に於ける事故事象の模擬方法や測定手法等。(2)現在大洗安全工学部が中心になって検討中の安全性試験炉計画(SERAPH計画)に於けるソースターム炉内試験の方法論や、試験体の考え方等。
爲平 浩一; 永井 桂一; 横山 邦彦; 荒 邦章; 林道 寛
PNC TN9410 92-254, 76 Pages, 1992/07
もんじゅ蒸気発生器伝熱管に対し,その健全性を確認するため運転中定期的に体積試験を実施する。ここで使用する検査装置は専用に開発したものであり,この検査装置実用化の最終段階として実規模モックアップ装置による総合機能試験にて最終的な機能,性能の確認を行う。もんじゅ蒸気発生器伝熱管ISI装置用総合機能試験装置はこの総合機能試験に供することを目的に設計,製作したものである。本装置の設計,製作にあたっては検査装置の機能,性能及び実機への適用性が確認できるよう試験対象部と検査装置が取り合う部分について,寸法,形状,材質等を実機と同一になるよう模擬するものとした。検査装置が取り合う部分としては検査装置の据付を行う蒸気発生器上部構造部及び試験対象である伝熱管が挙げられ,上部構造部についてはメンテナンスフロアを含む水室周辺の構造物について寸法,形状を実機と同一とし,伝熱管についてはヘリカルコイル部の最内層,中間層及び最外層の伝熱管各1本ずつを選択し,これらをモデルとして寸法,形状,材質及び溶接施工法を実機と同一として設計,製作を行った。本装置の実機を模擬した部分に対し,製造段階及び据付時に実機と同一の試験検査を行い,本装置が実機と同一の仕様であることを確認した。これより本装置は試験対象である蒸気発生器と検査装置との取り合い部分が実機と同一に模擬されており,総合機能試験にて検査装置の機能,性能の確認に供することが可能となった。
森本 誠; 大久保 利行; 堀 徹; 伊藤 和寛; 舟木 功; 藤原 昭和; 田村 政昭
PNC TN9410 91-334, 64 Pages, 1991/10
「常陽」では,破損燃料位置決めシステムとして,ナトリウムシッピング法による破損燃料集合体検出装置(FFDL)が採用されている。しかし,「常陽」ではこれまでに燃料破損の経験がなく,昭和60年度に実施された燃料破損模擬(FFDL-I)試験以降,FFDLは運転されていない。このため,平成4年度に計画しているFFDL-II試験に先立って平成3年7月12日から7月19日にFFDL運転試験(II)を実施した。本試験により得られた結論を以下に示す。(1)FFDLの基本的な機能及び運転手順を再確認するとともに,運転経験を蓄積することができた。(2)放射線計測の結果,バックグランドと差はなく燃料破損は検出されなかった。
間野 正*; 大鷹 秀生
PNC TN1410 91-035, 14 Pages, 1991/05
高レベル放射性廃棄物をステンレス鋼製容器内に固化ガラスとして注入したガラス固化体の落下事故時の挙動や健全性を評価し、プラント設計の資料を得ることを目的として、非放射性の模擬ガラス固化体を用い、落下高さ、落下姿勢及び被衝撃体を変えて落下衝撃試験を実施した。その結果、以下の成果を得た。(1)ガラス固化体の正立と斜正立落下では、被衝撃体の種類、落下高さに関係なく、変形は下部スカート部にとどまり、内容物の放出等は認められない。また、首部での取扱治具の使用に支障をきたさない。(2)水平落下では、変形が胴部にわずかに生じた。
日野 竜太郎; 西本 武志*; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 33(1), p.73 - 75, 1991/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.3(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の加圧水冷却器伝熱管破損事故を模擬した試験を行い、伝熱管破損時の系統の圧力及び流量変動と浸入水量について調べた。破損してからガス・水差圧低(0.1MPa)の信号が発令されるまでに20秒以上を要し、その間に水側の圧力は急激に上昇・降下した。破損直後には相当な圧力波が発生していると考えられている。循環水量は破損後急激に減少し、差圧低の信号が発令されて30秒を経過する頃には元の流量まで回復した。破損した伝熱管には水はほとんど流れず、水浸入は隔離弁閉止後に起こることが観察された。浸入水量については、安全解析の重力落下による水浸入の仮定の妥当性を確認するとともに、ポンプの押し込みによる水浸入はほとんどないことが分かった。
飯島 進; 岡嶋 成晃; 早瀬 保*; 大部 誠; 大杉 俊隆; 小圷 龍男*; 桜井 健; 大野 秋男; 佐藤 邦雄; 佐藤 若英*; et al.
JAERI-M 86-065, 126 Pages, 1986/03
大型軸方向非均質炉心模擬実験の一環として、FCA XIII-1集合体を用い、径方向核性を測定する実験が行われた。実験項目は臨界特性、反応率分布と反応率比、出力分布、物質反応度価値及びB
C制御棒反応度価値である。核デ-タとしてJENDL-2を使用し、原研の高速炉核特性計算コ-ドシステムを用い実験解析を実施した。
近藤 悟*; 青柳 純次*
PNC TN941 85-44, 75 Pages, 1985/03
SIMMER―2コードによるHCDAの炉心膨張過程の解析によると,発生する機械的エネルギーが種々の熱流力現象により大きく低減される可能性が示された。SIMMER―2コードを標準的な安全評価手法として確立して行くためには,エネルギー低減効果に関する実験的検証が不可欠である。本研究では,我が国におけるSIMMER―2の検証の初の試みとして,米国Purdue大学で実施された炉心膨張模擬試験(Omega実験)の解析を行った。この実験では,室温における高圧ガス,高温・高圧の2相混合物を,原子炉容器の上部プレナムを模擬した水プール中に噴出・膨張させ,気泡の挙動,液体スラグの運動を側定している。SIMMER―2による室温におけるN/2ガス膨張試験の解析では,入力パラメータを調節することなく,スラグインパクト時間(液体スラグの運動に対応)を再現することが示された。従って,SIMMER―2の全体的流体力学モデルの妥当性はほぼ検証されたと考えられる。一方,高温流体の膨張実験では,伝熱・相変化等のrate-limitedprocessが存在し,実験データとの一致は室温実験ほど良くない。その理由は,気泡界面においてSIMMERではモデル化されていない。entrainment(低温液体が高温蒸気泡に取り込まれることによる凝縮の促進の効果)が発生しているためである。本研究では,液体問の熱伝達係数を増加することで,この効果を近似的に模擬できることが示された。この結果をそのまま実機解析に外挿することは出来ないが,少くともこれまでの解析は蒸気の凝縮に関しては十分な保存性を有していると判断できる。今後も同種の実験の継続によるデータベースの拡充が重要である。特に今回検討した蒸気泡の挙動よりもさらに大きなェネルギー低減が期待できる炉心上部構造における熱的・流体力学的損失に関するSMMERの検証が重要となる。
日馬 康雄; 八木 敏明; 伊藤 政幸; 吉川 正人; 岡田 漱平; 吉田 健三
EIM-84-135, p.67 - 74, 1984/00
同時法LOCA模擬環境下における絶縁・被覆材料の劣化に等価な劣化を与える逐次法試験条件を確立するため逐次法における蒸気曝露環境の温度を変え、材料の劣化に与える影響を検討した。本報告ではケーブルに用いられている絶縁・被覆材料であるハイパロン,EPR,架橋ポリエチレン,クロロプレンおよびシリコーンゴムの厚さ約1mmのシート状試料をあらかじめ空気中室温でPWRのLOCAに相当する1.5MGy照射し、120
C,140Cならびに160Cの飽和水蒸気ないしは、空気を各温度の飽和水蒸気の圧力に対し0.05MPa添加した環境にさらし、機械的性質の変化を測定した。
吉田 健三; 日馬 康雄; 伊藤 政幸; 岡田 漱平; 吉川 正人; 八木 敏明
EIM-84-137, p.1 - 10, 1984/00
原子力発電所用ケーブルの絶縁材料として重要なエチレンプロピレンゴム(EPR)の、同時法及び逐次法LOCA模擬試験による劣化挙動を比較し、両法による劣化の等価性を調べた。実験には3種類のEPRを使用した。伸びを評価の尺度とした場合、同時法による劣化は、逐次法によって模擬できることが明らかになった。しかし、強度で評価した場合は、そのままでは模擬できず、特に空気を含む雰囲気では同時法による劣化が著しく厳しくなることがわかった。この場合でも逐次法の蒸気暴露温度を高めることによってほぼ同等の劣化を与え得ることが明らかにされた。この外、絶縁抵抗,吸水による重量変化の面からも同時法と逐次法の劣化挙動の比較を行った。
白石 健介
日本原子力学会誌, 20(9), p.620 - 625, 1978/09
被引用回数：0核融合炉の炉心構造材料の中性子照射損傷は、核融合炉が動力炉として経済的に成立するために乗り越えなくては成らない最大の障害の一つである。高速増殖炉の炉心材料と同様、照射硬化およびヘリウム気泡による脆化、照射クリープおよびスウエリングによる寸法変化のほか、核融合炉では熱・応力サイクルによる疲労が大きな問題になる。高速増殖炉の炉心に比べて、高エネルギーの中性子束が大きい核融合炉の照射では大きな照射欠陥が生じ、核変換によるヘリウム生成量が大きい。材料試験炉が存在しない核融合炉における中性子照射損傷の程度を的確に予測するには、材料の放射線損傷の本質をよく理解しておく必要がある。このためには、核融合炉の条件を模擬した照射試験のデータを蓄積するとともにそれらを相互に関連づける理論を確立しなくてはならない。
栗山 将; 早川 直宏; 中瀬 吉昭
JAERI-M 6751, 43 Pages, 1976/10
電線用高分子絶縁材料の耐放射線性の評価は、照射劣化に伴なう引張り特性の低下から材料の使用限界線量を究めてきた。軽水型原子炉発電所が実用期に入った現在では、電線用ケ-ブル材の耐放射線性に加えて炉の安全性を確保する立場からLOCA、地震及び火災などの災害事故を考慮した劣悪環境下においてもケ-ブル機能を発揮する事が要求される。第1篇では電線用絶縁材料の耐放射線性の評価の時代的推移を述べると共に安全性を考慮した評価の意義と実施例を解説した。第2編ではIEEE(米国電気学会)規格323及び383に準じたLOCA模擬試験や燃料試験を行ない、BWR原子力発電所用ケ-ブルとして架橋性ポリマが絶縁・シ-スケ-ブル材が有利である事を示した。
天谷 政樹
no journal, ,
原子力機構(JAEA)における燃料安全研究の目的は、軽水炉燃料に関して、現在の規制基準や安全裕度の妥当性を評価すること、新材料からなる被覆管やペレットを使用した改良型燃料に係る規制のためのデータを提供すること、及び規制に活用可能な計算コードを提供することである。本発表では、最近の反応度事故(RIA)模擬試験、冷却材喪失事故(LOCA)模擬試験の進捗に加え、JAEAにおける燃料安全研究の現状について述べる。
岩月 輝希; 村上 裕晃; 渡辺 勇輔; 福田 健二
no journal, ,
セメント材料と地下水の相互作用プロセスを定量的に評価することを目的として、瑞浪超深地層研究所において坑道閉鎖模擬試験を行い、吹付けコンクリートの変質過程や変質量の考察を行った。その結果、1年間に坑道壁面から約0.5mm分の吹付けコンクリートが変質しポルトランダイトが溶脱したと仮定することで、地下水のアルカリ化を説明可能であることが分かった。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 藤崎 竜也*; 村上 諭*; 田中 正暁
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の様々な熱流動関連課題に対して、プラント動特性解析(1D)と多次元熱流動解析(CFD)を連成させた1D-CFD連成解析によりプラント挙動から局所現象までを一貫して扱うことを可能とするマルチレベルシミュレーションシステムの整備を進めている。1D-CFD連成解析手法の妥当性確認として、米国高速実験炉EBR-IIのULOF模擬試験に適用して解析を実施し、実機スケールの熱流動現象に対して、プラント全体の応答を押さえつつ、炉上部プレナム部内の局所的な多次元熱流動挙動を詳細に把握することが可能であることを確認した。また、計測結果との比較からその再現性について確認した。
