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高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 秋本 肇; 青木 尊之*
可視化情報学会誌, 25(Suppl.1), p.435 - 436, 2005/07
著者らは過渡的な界面構造を正確にとらえることができる界面追跡法を利用した二相流解析コードの開発を行っている。本報では革新的水冷却炉の炉心燃料チャンネルを流れる水-蒸気系気泡流を対象にして行った大規模シミュレーションの結果を可視的に検討した結果について述べる。具体的には、燃料チャンネルを模擬した一辺2mmの正方断面を有する矩形ダクト内に500個以上のマイクロバブルが存在する場合の気泡流解析を行い、微細な気泡は下流へと移行しながら合体し、次第に大きな気泡が形成される。その結果、気泡の合体により気液界面が大きく変形し、それに伴って発生する気泡周囲の流体の複雑な速度分布が気泡の合体をより促進させている、ことを明らかにした。
榎 学*; 岸 輝雄*; 川崎 弘嗣; 青砥 紀身
JNC TY9400 2000-010, 138 Pages, 2000/03
JNC-TY9400-2000-010.pdf:5.15MB
本研究では構造物および材料におけるき裂の発生、伝播を検出するシステムについての検討を行った。まず、プラント機器のように過酷な環境で適用することを考慮して、レーザー干渉計を用いて非接触で破壊を検出・評価することを試みた。He-Neレーザーを用いたヘテロダイン型の干渉計により、材料中を伝播してきた弾性波を検出できることを確かめ、この干渉計を4チャンネル用いる非接触AE波形計測システムを構築した。このシステムをアルミナコーティング材の熱応力破壊に適用した。試験片の冷却時に界面近傍に発生する微視割れによるAE波形を検出でき、また逆問題解析を行うことにより、微視割れの発生時刻、発生位置、大きさおよび破壊モードが評価可能となった。このように、レーザー干渉計によるAE波形定量評価システムが開発でき、その有効性が確かめられた。次に、き裂発生を予測するため、ミクロき裂が発生する以前の損傷変化を検出することを試みた。繰り返し熱過渡負荷を受けた構造物を用いて、超音波検出試験とその波形解析、およびき裂の発生した近傍の微小硬さ計による硬さ測定を行った。超音波エコーのウェーブレット解析により得られた音速は、き裂発生以前の損傷を検出できた。また、粒界上の微小硬さ変化から、き裂発生を推定できる見通しがある。
川崎 弘嗣; 菅谷 全*
JNC TN9400 2000-018, 37 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-018.pdf:1.34MB
熱過渡の繰り返し負荷を受けた構造物の損傷を評価するため、超音波法により基礎的な検討を実施した。き裂発生以前からの損傷状態を検出するため、超音波エコー波形の解析法としてウェーブレット解析を適用した。ウェーブレット変換による時間-周波数解析を行い、超音波パラメータの評価を行った。その結果、超音波エコーの解析にいくつかの基本ウェーブレット変換を適用した結果、Gaborウェーブレットが適切であった。Gaborウェーブレット変換を用いて輝音波エコー波形を解析した結果、エコーの周波数特性において、ピーク周波数より高周波成分で音速の低下と損傷量との対応が得られた。超音波エコーの周波数解析から、2つの底面エコーB1およびB2のそれぞれのピーク周波数fpに対してその差分
fpを取ることにより、損傷量に対応したパラメータとして評価できた。損傷量に対して、微小硬さと超音波音速特性はよい相関関係が得られ、計測方法の相互利用が可能である。本研究より、超音波エコーの波形解析方法として、ウェーブレット解析が有効であり、その方法を用いてき裂発生以前の損傷状態を検出できる見通しが得られた。
三宅 康洋*; 中根 茂*; 西村 元彦; 木村 暢之
JNC TN9400 2000-016, 40 Pages, 1999/12
JNC-TN9400-2000-016.pdf:3.71MB
従来、多次元熱流動解析コードを用いた解析結果の可視化については2次元のプロットを各断面毎に日本語ラインプリンタ(NLP)へ出力することで対応していた。しかし、現象を把握するためには非常に多くのプロットを出力する必要があることから、時間と手間がかかり、解析結果を即座に確認することができなかった。また、出力結果は白黒描画であることから、視覚的に現象を把握するのが困難であった。そこで、熱流動現象の可視化ツールとして学術界および工業界で信頼性の高いMicroAVS(参考文献)およびFieldView(参考文献)を導入し、短時間で、かつ効率的に説得力のある解析結果の表示を得ることを目的として、多次元熱流動解析コードから可視化ツールへの物理データの引き渡しを行うポスト処理システムを構築した。その結果、これまで紙面上でしか確認できなかった解析モデル構造および解析結果をパソコン画面上で容易かつ迅速に確認できるようになった。さらに、カラー表示・印刷が可能となり、報告書等に掲載するプロットに品質の高い説得力のある表示(画像)を扱うことができるようになった。また、過渡熱流動現象解析に対して、可視化ツールのアニメーション機能を用いて現象の時間推移を動画で確認できるようになり、過渡現象を視覚的にとらえることが可能となった。
アキラ トーマス トクヒロ; 木村 暢之
JNC TN9400 2000-015, 26 Pages, 1999/09
JNC-TN9400-2000-015.pdf:1.43MB
液体金属冷却高速炉(LMFBR)において、温度成層界面(軸方向温度勾配が最も急峻となる軸方向位置)の上昇速度を定量化することは、構造材への熱荷重を評価する上で重要である。温度成層化現象は、対流による生成エネルギーの入力があるPr>1の密閉空間内流体においても同様に発生する。LMFBRの温度成層化現象に関しては、成層界面の上昇速度を無次元数群(Ri, Re, Gr, Ra[Fr])により定量化する研究が数多く行われている。温度成層化現象は、炉容器プレナム内での過渡事象である。本研究では、エネルギーバランスを考慮に入れた概略解析(order-of-magnitude analysis: OMA)に基づく成層界面上昇速度の整理を行い、既往試験結果がひとつの整理式によってまとめられることを示した。さらに、本整理は、自然/共存/強制対流問題における保存式のOMAと整合がとれていることを確認した。
平成12年度)-not registered
JNC TN1400 99-017, 439 Pages, 1999/08
平成11年7月1日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度平成12年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;23件、核燃料施設;17件、耐震;1件、確率論的安全評価等;5件)について平成10年度安全研究の調査票(平成8年度平成10年度の成果)を作成した。本報告書は、国に提出した調査票を取りまとめたものである。
揃 政敏; 宮川 俊一
PNC TN9410 98-050, 57 Pages, 1998/05
本報は、高速実験炉「常陽」において、流量過渡事象下での燃料の破損限界試験を行うことを主な目的とした、流量制御型照射装置(FLORA:Flow Control Irradiation Facility)の開発の現状と課題について報告するものである。FLORAは、米国EBR-II炉の照射装置であるFPTF(Fuel Performance Test Facility)とBFTF(Breached Fuel Test Facility)を合体したような装置で、EBR-IIでの不具合情報を生かし、流量調節にナトリウム浸漬式のアニュラー型電磁ポンプ(A-LIP:Annular Linear Induction Pump)を採用したことを特徴としている。FLORAの基本的なシステムの成立性はMK-II炉心条件で確認しているが、今後の実用化のためには、MK-III炉心条件への見直しの他、幾つかの課題の解決と装置構造の詳細化を図って行く必要がある。FLORA開発におけるこれまでの主な成果と今後の課題は、以下のとおりである。(1)開発の主な成果1)破損燃料から放出される遅発中性子先行核に基づく中性子を、FLORAに装備した中性子検出器で十分な感度をもって検出可能であることを評価した。2)キーコンポーネントである流量調節用A-LIPの、長さ1/2サイズでの炉外ナトリウム中試験まで終えた。その結果、FLORA用ポンプの要求性能である550
のナトリウム中で流量300l/min吐出圧力265kPaを達成できる見通しを得た。3)想定した試験用燃料体の冷却材流量を、A-LIPの流量調節機能によってオンパワー時に100%40%程度まで調節可能で、このことによって燃料被覆管温度を十分に制御可能であることも確認された。(2)今後の課題1)プロセス検出器の開発としては、遅発中性子検出器の小型化が必要な他、電磁流量計用永久磁石の使用環境(高温と中性子照射)による減磁の影響を確認する必要がある。2)A-LIPについては、中性子照射による影響が残された課題である。このため、短尺のポンプの照射を行い、特性や絶縁性能を確認する必要がある。3)装置の性能をより確実なものとするため、水流動試験を行い詳細な圧力損失データを得る必要がある。なお、今後のFLORA開発については当面凍結し、燃料開発の進展状況とMK-I
竹内 道雄; 松本 光雄; 森川 豊
PNC TN1410 97-039, 99 Pages, 1997/10
原子力発電所の安全性向上は重要な命題である。そのため、安全評価についても、原子力発電所の建設および試運転を開始する前はもちろんのこと、その供用期間を通じて運転経験および安全上重要な新しい知見に照らして、包括的、かつ体系的に実施することが肝要である。ここでは、最新の技術的知見に照らして、「ふげん」の安全解析を実施した結果について報告する。その結果、「ふげん」は、固有の安全性と安全確保のために設計した設備により安全性が確保されていることが再確認できた。
not registered
PNC TN1410 97-031, 638 Pages, 1997/08
本書は、新型転換炉(ATR)の安全評価技術について、評価基準の考え方、評価の方針、解析・評価手法およびその妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATRの安全評価技術は、設計基準事象を評価するための「運転時の異常な過渡変化解析コードシステム」および「事故解析コードシステム」として体系化されており、前者は反応度投入事象解析コードおよびプラント過渡事象解析コードから、また後者は、大破断事故解析コード、中小破断事故解析コードおよび原子炉格納容器圧力解析コード等から構成している。これらの解析コード群には、動力炉・核燃料開発事業団(以下「動燃」)大洗工学センターに設置された重水臨界実験装置(DCA)、伝熱流動試験装置(HTL)、部品機器試験装置(CTL)及び安全性試験装置(SEL)等の実規模試験で得られた試験データに基づいて開発した各種相関式やモデルを組み込んでいる。また、これらの解析コードは「ふげん」における起動試験や前述の実規模試験による解析、国際的なベンチマーク解析等を通じて、その妥当性を確認している。さらに、ATRの潜在的リスクや安全余裕度に関する理解を深めると共に、設計基準事象を超える事象が発生した場合のアクシデントマネジメント手法を研究するために、シビアアクシデント研究および確率的安全評価手法に関する研究を実施しており、本書ではこれらについても研究の成果を集大成している。なお、本書のATR実証炉に係わる解析コードの試験による検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。
7年度)not registered
PNC TN1410 97-010, 462 Pages, 1997/02
動燃事業団における安全研究は、昭和61年3月25日に定めた「安全研究の基本方針」及び「安全研究基本計画(平成3年度平成7年度)」(平成3年3月策定)に基づき、プロジェクトの開発と密接なかかわりを持ちつつ推進してきており、現在も引き続き「安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)」(平成8年3月策定)に基づき実施している。一方、これら事業団の安全研究は、一部の自主研究項目を除き、原子力安全委員会の定める「安全研究年次計画」にも登録されている。本報告書は、「安全研究基本計画(平成3年度平成7年度)」に基づき実施した平成7年度までの新型動力炉関連の安全研究の5年間の成果について、取りまとめたものである。新型動力炉分野ばかりでなく耐震分野、確率論的安全評価分野のうち新型動力炉に関連する安全研究の成果(全47件)を収録している。なお、このほかの安全研究の成果として、核燃料施設、環境放射能、放射性廃棄物処分について別の報告書で取りまとめている。
Ugolini; 吉川 信治; 小澤 健二
PNC TN9410 95-253, 13 Pages, 1995/10
本報告書は、ニューラルネットワークに基づいたモデル適応制御システム(MRACnn)の、高速増殖炉用ビルディングブロックタイプ(BBT)シミュレータへの実装について述べる。本報告の目的は、この制御手法が高速増殖炉もんじゅの3基の蒸発器の出口蒸気温度の制御性能をなお一層向上させることを、BBTシミュレータを用いて示すことである。MRACnnシステムとBBTシミュレータは、外部共有メモリを両者がアクセスすることにより結合された。その上で、MRACnnシステムは、BBTシミュレータで構築されたもんじゅプラント内のPID制御システムに替わって給水調整弁の開度を算出して蒸発器を制御している。MRACnnは2種類の実験を通じて評価された。その1つは、1ループの蒸発器のみをMRACnnで制御して他の2基の蒸発器は従来のPIDシステムによって制御する実験であり、他方は3基の蒸発器全てをMRACnnで制御する実験である。双方の実験で、対象とした全ての過渡条件下で、MRACnnが蒸発器の蒸気出口温度をPIDよりも設定値に近く保つことが確認された。
笠原 直人; 井上 正明
PNC TN9410 95-211, 32 Pages, 1995/08
高速炉機器構造の支配荷重である熱応力を最小とする優れた構造形状および運転法を探索するため、構造設計基準の基本思想である「解析による設計(Design by Analysis)を、系統設計をも視野に入れ高温構造システム全体に適用した、新しい設計体系の確立を目指している。その中核となるのが熱・流体・構造の複合現象である熱過渡現象を統合評価する新しい解析法の開発である。このため、複数コードの柔軟な連携と、従来型の詳細コードに比べ3ケタ以上の高速計算を目標とする過渡熱応力リアルタイムシュミレータPARTS(=Program for Arbitrary RealTime Simulation)のプロトタイプ設計と試作を行った。複数コード連携は、(1)熱・流体高速計算、(2)構造温度・応力高速計算、(3)ひずみ・強度高速計算の3種類の独立した計算部品(オブジェクト)と、部品を自由に組み合わることが可能なワークベンチによって実現を図る。高速計算は、各部品計算の並列処理、およびニューラルネットワークによる既計算結果からの結果予測機能より達成する。計算部分のプログラムには、オブジェクト指向言語SmalltalkおよびC++を使用した。またワークベンチはユーザカスタマイズが容易となるように業界標準のVisualBasicとVisualSmalltalkにより作成した。これらを組み合わせた試作コードによって、部品間の連携計算が容易に行なえることを確認した。今後は、ネットワークで接続された多数の計算機を協調動作させる分散オブジェクト技術を利用した、部品計算の並列処理機能と、ニューラルネットワークによる推論部品を付け加えることにより平成8年度までにプロトタイプを完成させ、熱応力緩和構造研究へ適用を図っていく計画である。
M.E.Kab*; 早船 浩樹
PNC TN9410 92-018, 58 Pages, 1992/01
None
藤枝 清; 竹内 徹; 高津戸 裕司; 今井 勝友; 小澤 健二; 堀米 利元; 照沼 誠一
PNC TN9410 91-187, 41 Pages, 1991/07
「常陽」の原子炉容器ナトリウム液面計は,安全保護系に組み込まれている3本の誘導式ナトリウム液面計で構成されている。その測定範囲は,1本が長尺型で通常液位に対して+350mm-1600mm,他の2本は,+ー350mmで,1次主配管の下部レベルまでカバー出来るが,-1600mm以下の原子炉容器内ナトリウム液位を監視する手段がなかった。 このため1次補助冷却系の吐出配管が原子炉容器最下部まで挿入されていることから,1次補助冷却系電磁ポンプの吐出圧力計の指示値を用いて原子炉容器内ナトリウム液位を求めることが出来ると判断し,原子炉容器内ナトリウム液位と1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力の関係を求める試験を実施した。試験の結果(1)1次補助冷却系を用いて燃料集合体上部までの原子炉容器内ナトリウム液位を推定することは,十分可能である。また,原子炉容器内ナトリウムドレン中の試験によって,原子炉容器内ナトリウムが47.5m3/hの速度で低下している過渡時においても,1次補助冷却系を用いて原子炉容器内ナトリウム液位の推定が可能であることを確認した。(2)1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力,ナトリウム循環流量およびナトリウム温度から,原子炉容器内ナトリウム液位を求める近似式を導出した。(3)測定データを基に多重回帰分析を行い,1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力およびナトリウム循環流量から,原子炉容器内ナトリウム液位を推定出来るグラフを作成した。
村松 壽晴
PNC TN9410 90-147, 115 Pages, 1990/10
大洗工学センター技術開発部プラント工学室で設計研究が進められている大型炉について、内筒設置の是非に関する検討を手動トリップ事象を対象とした熱流動解析により実施した。検討の対象とした熱流動特性は、温度成層化現象,系統熱過渡特性,周方向温度分布特性および液面近傍流速特性の4項目である。多次元コードAQUAによる3次元解析を分析した結果、以下の結論が得られた。(1) 温度成層化現象に関しては、内筒有無による現象への影響は小さい。また、発生する軸方向温度分布の継続時間が短く、構造健全性上問題となるとは考え難い。したがって、本現象は、内筒設置の是非に関して制限を与えないと考えられる。(2) 系統熱過渡特性に関しては、内筒を設置しない場合最大約-2.0/sのコールドショックを与えるため、内筒を設置する方が望ましい。(3) 周方向温度分布特性に関しては、内筒有無による現象への影響は小さい。また、発生する周方向温度分布の継続時間が短いことから、構造健全性上の問題は小さいと予想される。したがって、内筒設置の是非に関しては制限を与えないと考えられる。(4) 液面近傍流速特性に関しては、内筒は設置しない方が望ましい。以上より、系統熱過渡特性の観点から、内筒が必要と結論付けられるが、この特性が何らかの設計上の工夫(例えば、有効混合容積の増加)により改善できれば、内筒の設置は構造設計成立の必要条件とは成らないと判断される。
堀切 専人*; 竹本 正典*; 宇野 哲老*
PNC TN9410 86-029, 68 Pages, 1986/02
新しい試験施設として「空気冷却熱過渡試験施設」(ATTF)が大洗工学センターに建設された。本施設は高速増殖炉の蒸気発生器出口管板部の構造強度を評価する試験を第1の目的とし建設された装置である。管板構造モデル熱過渡試験の目的は(1)塑性域でのひずみ集中計算法の検討、評価を行い、より合理的な解析法、評価法を策定する。(2)「もんじゅ」の設計基準の妥当性を確認する。(3)設計評価法全体としてもつ破損に対する安全裕度の確認を行うことである。本装置は厳しい熱過渡荷重(コールド・ショック)を試験体に負荷出来るものである。その方法は、圧縮空気(最大35㎏†G)を2台の大型圧縮機より製造し、貯蔵タンク(約60m3)に貯蔵する。供試体を所定の温度に昇温した後、貯蔵タンクの圧縮空気を流調弁に通し、一気に供試体内を通過させながら熱過渡を与え、大気に放出する。主配管系は8インチで圧縮空気を最大10㎏/sの流量で流すことができ、最高熱過渡条件としては約4分間で550150(管板構造モデル)の温度変化を作り出すことができる。テストセクションは試験体形状により種々の構造に対応が可能である。但し、耐圧性能は最大8㎏/†G、気密構造が要求される。装置は2台のシーケンサー制御器により自動運転される。ATTFは、試験流体が圧縮空気であることにより、ナトリウム中で使用不可能な各種センサーが使用可能で、特に変形挙動を測定する上で必要なひずみゲージが使用でき、詳細なひずみ分布、局部ひずみ測定が可能な装置である。さらに試験体の破損個所、破損形態を明らかにする上で亀裂の発生検知、進展の観察が容易に可能であるなどの特徴により、各種構造物の試験を実施し、変形挙動及び強度を評価するために有力な手段となる試験装置である。本報告書で装置の概要、運転方法、安全対策等を述べる。
not registered
PNC TN243 81-08, 14 Pages, 1981/11
高速増殖炉もんじゅ発電所において原子炉停止後の長期間にわたる崩壊熱の除去について評価したものである。通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び事故時の崩壊熱除去方式について、それに係わる設備・系統の停止パターンについて検討し、発電所の安全確保のために必要な崩壊熱の除去が可能であることを示した。
八巻 辰徳*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 金川 哲也*; 北澤 敏秀*; 瀬川 智臣; 川口 浩一; 山田 美一
no journal, ,
マイクロ波加熱脱硝法の量産規模での実用化のためには、マイクロ波加熱時の突沸や吹き零れといった過渡沸騰現象を防止しつつ、容器形状やマイクロ波出力の設計条件を最適化する必要がある。再処理溶液を模擬したイオン性溶液を用い、KCl濃度をパラメータとしてKCl水溶液の沸騰挙動及び対流挙動を測定した結果、KCl濃度が増加するに従い、突沸が発生しにくくなり、対流挙動に渦構造が形成され、乱れが大きくなることがわかった。また、KCl寒天の温度分布を観測結果から、水寒天では主に中心部が加熱される一方、KCl寒天では周辺部が加熱されており、水とKCl溶液の誘電特性の違いが突沸の発生条件及び沸騰挙動に大きく影響することが明らかとなった。
田中 正暁; 檜山 智之; 村上 諭*; 堂田 哲広; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の更なる安全性強化の観点から、熱過渡現象評価手法の高度化を目的として、複数の解析コードを連携させ、プラント全体挙動から、炉上部プレナム等の多次元熱流動現象評価、さらに局所的な構造健全性評価を対象とする解析評価手法を整備する。本報では、その整備概要について報告する。