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高田 昌二; 滝塚 貴和; 國富 一彦; Yan, X.; 谷平 正典*; 伊高 英彦*; 森 英二*
日本原子力学会和文論文誌, 2(3), p.291 - 300, 2003/09
GTHTR300用ヘリウムガス圧縮機は、3次元空力設計により、高いサージマージン30%を保持しつつ高いポリトロープ効果90%を達成できた。ヘリウムガス圧縮機は、高ボス比のために翼高さに対してチップクリアランスが相対的に大きく、多段型となるので、性能とサージマージンが低下しやすい。本圧縮機は既存の産業用空気圧縮機の空力設計手法及びデータをもとに設計した。本設計手法のヘリウムガス圧縮機への適用の妥当性を評価するために、実機の1/3で4段の圧縮機モデルによる性能試験を計画した。作動流体をヘリウムガス,入口設計圧力を0.88PMaとして十分高いレイノルズ数範囲でデータを取得する。本件は、文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。
黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 秋場 真人
FAPIG, (164), p.17 - 23, 2003/07
ITERを用いて行う核融合実証プラント用ブランケットの試験に関し、日本及びEU,ロシアはそれぞれ2種類の概念を試験する計画としている。ITERの試験ポートに挿入するテストブランケットモジュールの設計は各極において進められているが、一方、テストブランケットモジュール及びその関連設備のITER本体機器,施設内への組み込み、またITERの運転スケジュールと整合のとれた試験計画が各極及び国際設計チーム共同で検討された。本稿では、これら各極テストブランケットモジュールの設計及び試験計画の現状について概略を紹介する。
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。
中山 武*; 山本 正弘; 阿部 充志*; 柴田 孝俊; 大塚 道夫*; 秋山 隆*; 佐藤 勝利*; 菊池 一夫; 和田 豊*; 小池 常之; et al.
Proceedings of the 18th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE '99), p.227 - 230, 1999/10
高性能トカマク開発試験装置(JFT-2M)では、将来の炉構造材料の候補である強磁性体の低放射化フェライト鋼F82H(以下フェライト鋼と記す)を用いた先進材料プラズマ試験計画を段階的に進めている。第1段階のリップル低減試験では、フェライト鋼板を真空容器の外部に設置して、トロイダル磁場リップルの低減を図る。本発表は、このフェライト鋼板の機械設計に関するものである。フェライト鋼板の形状は、各トロイダルセクション毎に決定し、ポート、計測器、ベーキングヒータ等を避けた中で最もリップルを低減できる構造とした。フェライト鋼板は、トロイダル磁場コイルケースから支持し、支持構造は可能な通電パターンすべてに対する電磁力を考慮して決定した。また、板厚はトロイダル磁場強度に応じて可変とした。設置後に電磁力試験を実施し、支持具の健全性を確認できた。フェライト鋼板の設置により、トロイダル磁場リップルの基本モードを2.1%から0.8%に低減できた。
朝倉 俊英; 内山 軍蔵; 木原 武弘; 宝徳 忍; 高橋 昭*; 渡辺 眞樹男; 中野 雄次*; 亀井 一成; 八木 知則; 藤根 幸雄; et al.
Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 1, p.746 - 753, 1998/00
原研では、高度化再処理プロセス(PARCプロセス)についての研究を行っている。このプロセスの研究を使用済燃料を用いて行うため、NUCEFに再処理プロセス試験設備を整備した。この設備は、溶解工程、共除染工程、U/Pu分離工程、U逆抽出工程、溶媒洗浄工程、高レベル廃液濃縮工程を模擬するものである。プロセス研究の目的である、再処理による環境汚染のリスク低減、経済性向上のために、精密溶解、核種分離機能の向上、ソルトフリー技術の適用、プロセスの最適化の研究を行う。既に、使用済燃料を用いた試験を開始している。
栗原 良一; 関 泰; 植田 脩三; 青木 功; 西尾 敏; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; et al.
Journal of Fusion Energy, 16(3), p.225 - 230, 1997/00
被引用回数：3 パーセンタイル：30.37(Nuclear Science & Technology)VDE事象や逃走電子のようなプラズマ異常は、真空容器内冷却管の多数損傷に至る可能性がある。冷却管が損傷すると冷却水が真空容器内で蒸発し、加圧を引き起こす。このような事象を冷却材侵入事象(ICE)と呼ぶ。また、ICE等による真空容器内圧上昇が起因となって、真空境界が破断する真空破断事象(LOVA)が想定される。現在までに実施してきたICE予備試験とLOVA予備試験では、これら事象の基本的メカニズムに着目した実験を行い、基礎データを得て評価コードの開発を行ってきた。総合試験では、ITERの安全審査に備え、これら評価コードの検証を行うとともに、ICEからLOVAに至る現象を総合的に試験する計画である。本論文では、現在、概念設計を進めている総合試験装置の概要及び試験の計画について紹介する。
大音 明洋*; 唐沢 博一*; 青木 俊夫*; 渡部 一郎*; 塩田 達也*; 秋田 晴夫*
PNC TJ9164 96-023, 1167 Pages, 1996/07
蒸気発生器(SG)伝熱管の設計基準水リーク(DBL:Design Basis Leak)評価手法の整備とその妥当性を,水リーク時のナトリウム┼水反応事象を模擬した総合的な試験により確認するため,既説のSWAT-3の改造内容に関し,詳細設計を行い,以下の結果を得た。(1)試験内容・条件の確認平成6年度に設定した試験項目,内容,計装等の試験計画を確認するとともに,試験条件・試験方法の見直しを行った。また,SWAT-3試験装置の構造健全性を確認するために,圧力と温度に着目したNa┼水反応準定常圧解析を実施し,構造健全性上問題ないことを確認した。また,改造SWAT-3を用いた多本数破断試験(BDBL)時の許容注水量及びその時の試験条件を確認した。(2)試験ループの確認主循環系(Na配管),純化系等の対象とする角配管系の設計条件,材質及び寸法設定の根拠を明確にするとともにSWAT-3全体系統図の作成を行った。試験ループの検討では,DBLの妥当性確認試験,接液型ラプチャ試験及び今後のBDBL試験を考慮した試験ループの考え方をまとめ,さらに注水管及び隣接管の注水方法,注水ノズル方向及び伝熱管配列の項目に対する試験方法の見直し検討を実施した。制御特性解析については,放出系の弁開閉に伴う圧力制御特性解析及び水注入系の弁開度,圧力設定条件をパラメータとして注水管・隣接管流量制御特性解析を実施し,良好な制御特性が得られることを確認した。また,音響検出系の検討では,パッシブ法及びアクティブ法の開発にあたって必要となるそれぞれの評価項目に対してSWAT-3試験において実施すべき内容をまとめ,音響検出計試験ケースの検討を実施した。また,パッシブ法及びアクティブ法のデータ採取に対する検出器の具体的設置について検討を実施した。さらに,計測システム構成の検討の結果,システムへの要求事項を満足させる高速ディジタル信号処理システムを採用することが非常に有効であることがわかった。(3)機器等の設計反応容器,配管等について構造解析条件及び耐震解析条件の検討を行い,それに基づき,応力解析及び耐震解析を実施し,構造健全性上問題ないことを確認した。反応容器,水加熱器等の機器について,計装品取付計画,組立手順計画,輸送治具計画及び据付手順計画等の検討を実施した。また,これらの機器・配管の製作に係わる試験検査項目を
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500
C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; 羽賀 勝洋; 滝塚 貴和; 会田 秀樹; 関田 健司
JAERI-Tech 95-046, 54 Pages, 1995/10
原研はOMEGA計画の下で、高レベル廃棄物から抽出される超ウラン元素(TRU)を分離するプロセスと、TRUを短半減期あるいは安定核種に変換する消滅処理プロセスの開発を進めている。消滅処理プロセスの開発を促進するため、アクチノイド燃料を充填したヘリウムガス冷却型専焼高速炉(ABR)用燃料要素の最適化をはかる熱流動試験を開始した。本報告は、ABR炉心設計のための熱流動試験計画のほか、模擬燃料要素とガスループから成る試験装置、試験装置の流力性能を確認するための予備運転結果について述べたものである。
堀 雅夫*; 村松 精*; 坂井 茂*; 西田 優顕*; 高橋 克郎*; 溝尾 宣辰*
PNC TN1410 93-053, 271 Pages, 1993/11
第9回高速増殖炉研究開発成果報告会を平成5年2月24日(水)に経団連ホールにて開催した。本報告書は報告会におけるスライドをまとめたものである。1.高速増殖炉研究開発の概要2.原型炉「もんじゅ」試運転の成果と今後の計画(1)「もんじゅ」試運転の現状と今後の計画(2)総合機能試験の成果(3)性能試験計画3.国際協調に基づく研究開発4.「常陽」の今後の展開
上村 勝一郎; 河野 秀作; 高橋 邦明; 加藤 正人
PNC TN8020 92-005, 52 Pages, 1992/11
現在、Pu開室では新型転換炉(ATR)実証炉用MOX燃料の開発を進めている。本試験計画は、実証炉用MOX燃料の標準燃料及び改良型燃料(中空ペレット、Zrライナー付き被覆管)を対象とし、燃料の破損限界及び出力過渡変化時の照射挙動を調べることを目的とした出力急昇試験に関するものである。試験燃料2体は「ふげん」において、平均燃焼度約19GWd/t及び約27GWd/tまでベース照射を行う。その後、集合体は原研で解体し、照射後試験を行う。さらに、集合体中の出力急昇試験用の燃料棒をハルデンに輸送し出力急昇試験を行う。出力急昇試験を行う燃料は、全長約520mmの短尺燃料で、破損検出のための燃料伸び計又は内圧計の計装を取付け、オンラインで計測を行う。また、出力急昇試験は、シングルステップランプ及びマルチステップランプモードで行い、60kw/mまで出力を変化させ破損限界を調べる。加えて、本試験では、燃料の破損限界を調べる他に、出力急昇試験中の照射挙動と照射後試験の結果とを合わせてATR実証炉燃料の出力過渡変化時の照射挙動を解析・評価を行う。
羽賀 一男; 大坪 章; 片岡 一; 立邊 和明; 清野 裕; 水野 朋保; 渡辺 兼秀
PNC TN9420 92-013, 226 Pages, 1992/10
原子炉の熱エネルギーやラジオアイソトープの崩壊熱の利用技術の開発は、宇宙における発電源として旧ソ連、米国を中心約30年の歴史があり、一部は実用化されている。その中で原子炉用いるものでは、液体金属冷却炉が主流である。この分野における文献を、第8回宇宙原子動力システムに関するシンポジウム(米国、アルバカーキ、1991年)を中心に、国際会議稿、専門誌等から39編選び、要約それをそれぞれ作成した。本報告書の範囲は、システム全体、炉物理、冷却系、発電系、ロケット推進、耐高温材料、燃料、制御、安全性、試験計画、規制、全体計画、と多岐にわたり、これで世界における最近の全体的な開発動向が分かる。なお、本報告書は前報(PNC TN9420 91-007「宇宙動力炉に関する文献調査3」)の続編であり、文献番号はそれと通しである。
羽賀 一男; 大坪 章; 片岡 一; 立邊 和明; 清野 裕; 渡辺 兼秀; 野村 紀男
PNC TN9420 91-007, 152 Pages, 1991/04
原子炉の熱エネルギーやラジオアイソトープの崩壊熱の利用技術の開発は,宇宙における発電源としてソ連,米国を中心に約30年の歴史があり,一部は実用化されている。その中で原子炉を用いるものでは,液体金属冷却炉が主流である。この分野における文献を,第7回宇宙原子動力システムに関するシンポジウム(米国,アルバカーキ,1990年)を中心に,国際会議予稿集,専門誌等から55編選び,要約をそれぞれ作成した。本報告書の範囲は,システム全体,炉物理,遮蔽,冷却系,発電系,排熱系,燃料,耐高温材料,ロケット推進,制御,安全性,試験計画,と多岐にわたり,これで世界における最近の全体的な開発動向が分かる。
河村 繕範
no journal, ,
TBM試験における最重要課題は、TBMに入射した中性子と回収したトリチウムの情報からTBRを評価し、原型炉で要求されるTBRの確保に見通しを得ることである。ITERでのTBR評価試験の方法などを検討するため、原子力機構では核融合中性子源施設(FNS)にてブランケット模擬体系でのトリチウム生成回収実験を進めている。FNSでは、中性子計測が容易で、生成トリチウム量、回収トリチウム量ともに実測できるため、核解析により評価するトリチウム生成量とその実測値並びに回収量との比較を通じて模擬体系のTBRを高い精度で評価できる。一方、TBM試験では、中性子源となるプラズマが体積を持つこと、代表的な運転条件がパルス運転であること、モジュールへのアクセスや取り出しが大きく制限されることから、TBRの評価には工夫が必要である。また、原型炉環境では照射損傷がトリチウムの挙動に影響すると考えられるが、TBMでは影響が小さく評価は困難と予想されており、評価方法の確立も課題である。
