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深谷 裕司; 沖田 将一朗; 中川 繁昭; 後藤 実; 大橋 弘史
Annals of Nuclear Energy, 168, p.108911_1 - 108911_7, 2022/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)中性子飛程の長い炉心に移動検出器を用いた出力分布測定システムを提案した。高温ガス炉と高速炉は、軽水炉とは異なり中性子飛程が長く、炉心の中心にある燃料集合体からの中性子が遠く離れた検出器に到達する。この特性を利用すると、X線CTと同様に、少ない検出器を移動することで出力分布を測定できる。小型炉の場合、出力分布は炉外検出器のみで測定できる。大型炉で炉内検出器で出力分布を測定する場合、材料健全性に関する温度環境など制約で検出器の配置が炉内位置で制限される場合でも測定が可能である。成立性に関しては、高温ガス炉炉心と検出器応答を数値的に模擬することにより確認した。本手法は、高温や照射による損傷が大きいため、炉心内検出器を継続的に配備することが困難な高温ガス炉と高速炉の炉心における出力分布測定に資することが期待できる。
内堀 昭寛; 曽根原 正晃; 青柳 光裕; 高田 孝*; 大島 宏之
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
ナトリウム冷却高速炉におけるシビアアクシデント時炉内/炉外事象を一貫して評価する解析コードSPECTRAを新たに開発している。炉内側については、多次元圧縮性混相流と溶融燃料の移行挙動に対する連成解析モデルを構築した。炉外側については、エアロゾルを含む圧縮性多成分気相に対する質点系解析手法をベースとし、Na燃焼等の炉外事象に対する解析モデルを構築した。ナトリウム漏えいを起因とする原子炉容器液位確保機能喪失事象を対象とした解析を実施し、炉内/炉外一貫評価を行うための基本的な機能を確認した。
加治 芳行; 松井 義典; 北 智士; 井手 広史; 塚田 隆; 辻 宏和
Nuclear Engineering and Design, 217(3), p.283 - 288, 2002/09
被引用回数：4 パーセンタイル：29.2(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所では、材料試験炉(JMTR)を用いて照射下ひずみ測定技術の開発を行っている。グレーティングファイバの照射下での性能を評価するために、照射前の昇温試験及び高温での性能試験,JMTRでの炉内試験を実施した。その結果、以下の結論を得た。炉内試験での温度特性と炉外試験結果がよく一致することから、高速中性子照射量が1
10E23n/m
以下の照射環境下では、グレーティングファイバによるひずみ測定が可能である。
大井川 宏之; 安藤 真樹; 飯島 進; 高木 直行*; 植松 眞理マリアンヌ*
JAERI-Research 2001-036, 48 Pages, 2001/06
JAERI-Research-2001-036.pdf:2.38MB
大型高速炉の冷却材循環ポンプ停止時に負の反応度フィードバックを与えることを目的としたガス膨張機構(GEM)の模擬試験を高速炉臨界実験装置FCAにおいて実施した。炉外GEMと炉内GEMについて反応度効果を測定し、計算と比較して予測精度を検討した。炉外GEMでは、構造材である鉄の自己遮蔽効果を適切に評価する必要があることがわかった。決定論的手法では10~20%の過大評価となるが、モンテカルロ法を用いると予測精度を10%以内に改善できることがわかった。炉内GEMでは、中性子ストリーミング効果を考慮できるようなセル均質化法を採用する必要があることがわかった。最小二乗法による成分別予測精度評価の結果、非漏洩成分は10~20%の過大評価であるが、漏洩項は実験誤差の範囲内で実験と計算が一致することが明らかとなった。
加治 芳行; 松井 義典; 北 智士; 井手 広史; 塚田 隆; 辻 宏和
日本原子力学会誌, 43(2), p.160 - 167, 2001/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所(原研)では材料試験炉(JMTR)を用いて照射下で材料試験片等のひずみを直接測定するための技術開発を行っている。本報告では、カプセル型抵抗線ひずみゲージ及び光ファイバ技術を応用したひずみファイバーセンサーを炉内で使用する場合の耐久性及び問題点の検討のために行った炉外試験及び照射下試験の結果について報告する。カプセルゲージについては、照射の影響によってゲージファクタ自体はほとんど変化せず、ゲージ抵抗値のみが減少し、それに伴ってひずみが減少することがわかった。また原子炉が定格出力中であれば、カプセルゲージの抵抗値の変化率を測定することによって、中性子照射量の推定が可能であると考えられる。光ファイバセンサーについては、炉外試験と同様の温度特性を示すことから照射下での歪み測定の可能性は示されたが、照射後7日後に照射の影響でブラッグ反射波のピークが検出できなくなった。
大橋 弘史; 榊 明裕; 稲垣 嘉之
JAERI-Research 2000-058, 64 Pages, 2001/01
JAERI-Research-2000-058.pdf:2.5MB
天然ガスの二酸化炭素改質反応(CO
改質反応)は、液体燃料合成プロセスやメタノール合成の原料に適した合成ガス(一酸化炭素と水素)製造プロセス、温室効果ガスである二酸化炭素をエネルギーとして価値のある物質に変換する環境負荷低減技術等として注目されている。原研においても、水蒸気改質反応の応用技術として、HTTR水素製造システムを1/30スケールで模擬した炉外技術開発試験装置を用いた試験の実施を検討している。そこで、本研究では、CO改質反応及び二酸化炭素と水蒸気を同時に供給しCO改質反応と水蒸気改質反応を組み合わせた場合について、数値解析による改質器性能解析を行い、圧力、温度、原料ガス組成、触媒活性の転化率、生成ガス組成、Heガス熱消費量等に対する影響及び触媒失活、触媒管閉塞の原因となる炭素析出の可能性を明らかにした。
上羽 智之; 水田 俊治; 鵜飼 重治
JNC TN9400 2000-028, 41 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-028.pdf:2.52MB
改良オーステナイト最適化鋼(14Cr-25Ni鋼)は改良オーステナイト鋼(15Cr-20Ni鋼)の更なる耐スエリング性能を改善するため改良を行っている炉心材料である。この改良では照射中の析出物の微細・安定化を図るために、Ti,Nb,V,Pを複合添加し高温溶体化処理によってマトリックスに固溶させている。更に、最終冷間加工において加工度の増加と同時に残留応力を低減化している。14Cr-25Ni鋼の試作被覆管について実施している炉外試験のうち、組織観察(製品まま)、固溶量測定、結晶粒度測定の結果を評価し、以下の結果が得られた。(1)組織観察では、粒内に球状の析出物が認められた。EDXによる組成分析の結果、この析出物はTi,Nbの複合炭窒物[Ti,Nb(C,N)]がほとんどであった。(2)固溶したTiとNbの添加量に対する割合はそれぞれ70%、30%程度であった。未固溶のTi,Nbは未固溶CとMC型の炭化物を形成している可能性がある。(3)添加元素をマトリックスに十分に固溶させるために溶体化処理温度を高温にすると結晶粒が粗大化しやすくなり、超音波探傷検査におけるシャワーエコーの発生原因となる。結晶粒度測定の結果、Nbの添加量を標準鋼(0.2wt%)よりも少なくした鋼種(0.1wt%)では粗大粒の発生が少なく、Nb添加量の減少による結晶粒度制御の効果が確認できた。また、合金元素の固溶を促進させるために溶体化処理温度を高くしても、例えば中間冷間加工度を高めにすると同時に中間熱処理温度も高くするなど中間冷間加工と中間熱処理の条件を適切に設定することにより結晶粒の粗大化を抑制できる可能性がある。
塩沢 周策; 小川 益郎; 稲垣 嘉之; 片西 昌司; 武田 哲明; 西原 哲夫; 清水 三郎; 大橋 弘史; 宮本 喜晟
Proceedings of 12th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2000) (CD-ROM), 10 Pages, 2000/01
特会委託研究として進めているHTTR水素製造システムの設計、炉外技術開発試験、要素技術開発試験(水素透過試験,触媒管健全性試験等)、熱化学法ISプロセス閉サイクル試験等の研究開発課題の選択、進め方、現状、今後の計画について報告する。水素の潜在的需要について概観し、核熱による水素製造が重要であることを示す。また、研究開発の効率的推進を図るため、水素製造コストの概算値から、水蒸気改質ではエネルギー費、資本費、原料費がほぼ同じ割合を占め、それぞれ対応する研究課題である高効率化、熱利用施設の非原子力級化、高転化率化に関する研究をほぼ均等に進めること、一方ISプロセスではエネルギー費が水素製造コストの70~80%を占めることから、閉サイクル試験及び高効率化に関する研究課題が材料研究課題に比べ水素製造コストに大きく影響することを示した。
稲垣 嘉之; 大内 義弘; 藤崎 勝夫; 加藤 道雄; 宇野 久男; 林 光二; 会田 秀樹
JAERI-Tech 99-074, p.63 - 0, 1999/10
HTTR熱利用系として、天然ガスの水蒸気改質(反応式:CH
+HO=3H+CO)による水素製造システムが計画されている。HTTRと水蒸気改質システムの接続の前に、安全性及び制御性の実証、水素製造性能の確認等を目的として、HTTR水銀製造システムの1/30スケールモデルである炉外技術開発試験装置の製作を進めている。炉外技術開発試験装置は、中間熱交換器から下流の主要機器を模擬したもので、原子炉の代わりに電気ヒーターを使用して110Nm
/hの水素を製造する能力を有する。水蒸気改質器は、水蒸気改質により水素を製造する主要な機器である。炉外技術開発試験装置の水蒸気改質の製作においては、ヘリウムガスからの熱の有効利用並びにコンパクトな構造を目指して、バイヨネット型触媒管の採用、触媒管外表面に設けた直交フィンによるヘリウムガスの伝熱促進等の工夫を行った。また、伝熱促進を行うためには触媒管の肉厚を10mm程度にする必要があるため、触媒管の設計においては、ヘリウムガスとプロセスガスの全圧を考慮する全圧設計ではなく、両者の差圧をもとに触媒管の肉厚を定める差圧設計を適用した。この設計方法は、高圧ガス保安協会より初めて認可された。また、水蒸気改質器は可燃性ガスと電気ヒーターを内蔵することから防爆構造とした。本報告書は、炉外技術開発試験装置の水蒸気改質器の構造、触媒管差圧設計及び防爆構造の認可にかかわる内容について述べたものである。
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。
羽賀 勝洋; 日野 竜太郎; 稲垣 嘉之; 羽田 一彦; 会田 秀樹; 関田 健司; 西原 哲夫; 山田 誠也*; 数土 幸夫
JAERI-Tech 96-053, 71 Pages, 1996/11
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にある。HTTRという実炉に世界で初めて高温核熱利用系を接続して実証試験を実施するのに先立ち、機器の高性能化、運転・制御及び安全技術の実証、設計・安全評価解析コードの検証のための炉外技術開発試験が不可欠である。そこで、HTTRの最初の熱利用系として設計検討が進められている水蒸気改質水素製造システムについて、炉外技術開発試験計画を策定し、炉外技術開発試験のための試験装置の設計検討を行った。本報告は、試験装置の中核となる水蒸気改質器の設計検討の成果をまとめたものである。設計に当たっては、反応管が3本の場合と、コストダウンのために反応管を1本にした場合について、それぞれ反応特性、構造強度を解析評価し、その仕様と構造を定めた。
日野 竜太郎; 藤崎 勝夫; 小林 敏明; 会田 秀樹; 太田 幸丸; 大内 義弘; 関田 健司; 羽賀 勝洋; 加藤 道雄; 茂木 春義; et al.
JAERI-Tech 96-037, 45 Pages, 1996/09
HTTRという実炉を用いて世界で初めて高温核熱利用系を接続して実証試験を実施するのに先立ち、機器の高性能化、運転・制御及び安全技術の実証、設計・安全評価解析コードの検証のための炉外技術開発試験が不可欠である。そこで、HTTRの最初の熱利用系である水蒸気改質水素製造システムの炉外技術開発試験装置の設計検討を行った。本報告は、試験装置のなかで原子炉システムを模擬して約900
Cの高温ヘリウムガスを水蒸気改質システムに供給するヘリウムガス供給系の設計についてまとめたものである。HENDEL全設備を調査してヘリウムガス供給系に再利用可能な機器を評価・整理した。また、新規に製作するヘリウムガス高温加熱器等の熱流動性能及び構造強度の評価を行い、その仕様と構造を定めた。
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。
not registered
PNC TJ2068 94-002, 70 Pages, 1994/03
本報告書は、高速増殖原型炉もんじゅの炉外燃料貯蔵槽(EVST)6連式床ドアバルブに関して、構造、系統構成、計測制御装置の製作設計結果をまとめたものである。EVST6連式床ドアバルブは、6基のEVST案内装置案内筒に対し、6台のドアバルブを各々配置するものである。6連式床ドアバルブの全体構造として、据付スペースの制約から、1体型のケーシングに6個の独立した回転式の弁体を有する構造、及びこれに対応したドアバルブガス置換系の系統構成を設計し、各種設計条件を満足しつつ、製作上の成立性に見通しが得られた。また、6連式床ドアバルブの計測制御装置についても設計し、実機運転条件を満足する装置の成立性に見通しが得られた。
板垣 正文; 三好 慶典; 覚張 和彦*; 岡田 昇*; 酒井 友宏*
Nuclear Technology, 102, p.125 - 136, 1993/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原子力船むつの航海中、炉外中性子検出器の出力信号に予期しないばらつきが見られた。詳細な3次元解析の結果、この現象は、制御棒グループ内の微小な位置差により生じする炉内中性子源分布の非対称性に起因するものと考えられた。さらに詳しい調査のため、1992年の実験航海において組織的な検出器応答特性の測定が実施された。また広範な3次元評価解析もなされた。これらの結果より、制御棒パターンと炉外検出器応答特性との関係について、いくつかの知見が得られた。計算で求めた炉内3次元中性子源分布を用いた検出器応答解析により、検出器応答比を制御棒位置の関数として与えた。実測値との一致は比較的良好である。
佐藤 理*; 窪田 龍太郎*; 角田 弘和*
PNC TJ2222 92-002, 131 Pages, 1992/03
「もんじゅ」燃料初装荷時の中性子検出器応答を評価するために、2次元輸送計算法により、燃料装荷の各ステップ毎の炉内NISおよび炉外NIS検出器応答を計算する。計算された検出器毎の中性子応答を逆増倍係数により整理し、臨界近接時の検出器応答を予測した。DORTコードおよびJSD-J2中性子断面積ライブラリーを用いて、以下の4ケースの燃料装荷ステップについて、炉内NISおよび炉外NISの検出器応答を計算した。ケース1 第1ステップ終了時(内側炉心84体)ケース2 第2ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心16体)ケース3 第4ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心52体)ケース4 第9ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心62体)Cf-252外部中性子源、自発核分裂中性子源、およびO(アルファ,n)反応中性子源から成る固定中性子源と、核分裂中性子源とからの検出器応答をそれぞれ計算した。固定中性子源に近い側に設置された炉外NIS検出器では、燃料装荷数が少ない場合に固定中性子源からの寄与が大きく、臨界近接時に急激に核分裂中性子源からの寄与が大きくなるために、臨界近接時の逆増倍係数が装荷燃料体数に対して急激に変化する場合が見られた。
秋野 詔夫; 椎名 保顕; 根小屋 真一; 滝塚 貴和; 江森 恒一; 佐野川 好母; 岡本 芳三
JAERI-M 9194, 59 Pages, 1980/11
大型ヘリウムガスループ(HTGL)を用いて、多目的高温ガス炉燃料棒の伝熱流動試験を炉心と同じ条件(1000C、40気圧)で実施した。本報告書は、試験に使用した高温燃料試験体の構造・成先・性能試験・成果の概要について記したものである。黒鉛を伝熱面とする模擬燃料棒(電気加熱体)を取り付けて試験を行い、伝熱特性を精度良く測定できることを実証した。その結果、乱流域・遷移域・層流域の境界のレイノルズ数が2600及び4800程度であることを明らかにした。
柴 是行; 半田 宗男; 山岸 滋; 福田 健; 高橋 良寿; 谷藤 隆昭; 大森 俊造; 近藤 昭憲*
JAERI-M 5511, 40 Pages, 1974/01
JRR-3に設置されていたFGRLは、その所期の目的を達成し、昭和48年8月に撤去された。本レポートはこの撤去作業のあらましをまとめたものである。まず、所内外の安全審査、撤去後の使用前検査などの諸手続きや撤去作業の進め方の基本方針について述べる。つづいて、プラグ本体など強放射性物質を含む炉内装置を撤去するためのコフィン類の設計・製作、その収納・保管廃棄の手順などについて述べる。強放射線下の作業を含む炉外装置撤去に関しては、解体方針や作業上留意した事項などにふれ、最後に、放射線被ぱく線量の評価でしめくくる。なお、プラグ本体の生成放射能、コフィン類のしゃへい計算、プラグ本体収納時の被ぱく線量など主要な計算式とその結果を付録とした。
岡本 芳三; 佐野川 好母; 下村 寛昭; 河村 洋; 秋野 詔夫; 菱田 誠
JAERI-M 5152, 17 Pages, 1973/03
高温ガス冷却炉における伝熱流動の一貫として、高温におけるヘリウム連続循環の可能な大形および小形ヘリウムガスループが、1970年以降に、当研究室で建設および試験が行われており、その概要が説明されている。これらの装置は高温ヘリウム循環装置として高温伝熱流動はもとより、各種の高温下の特性試験装置に反映され、その成果を、ガス冷却炉の設計に提示されるものと期待される。
山崎 彌三郎
日本原子力学会誌, 9(11), p.676 - 677, 1967/00
原研で現在進行中のJPDR-II計画については、すでに本誌(Vol.6,No.6,p.350~355)にも紹介されているが、これを熱および水力学的観点から見ればつぎのようになろう。すなわち(1)炉の熱出力をほぼ倍増して約90MWとすること、(2)これに伴って従来の自然循環から強制循環に変更して流速も入口で1.8mくらいに増加させること、(3)燃料体を従来の66本のものから同じ流路中で77本のものに変えることである。これらに伴って生じる熱水力的問題の多くのものは実験によらなければ予測し難いものである。そのため、炉に新しい燃料体を装荷したり、流量などの運転条件を変える前に炉外でできる限り試験をしておきたい。
