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小泉 光生; 持丸 貴則*; 弘中 浩太; 高橋 時音; 山西 弘城*; 若林 源一郎*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1042, p.167424_1 - 167424_6, 2022/11
被引用回数：2 パーセンタイル：53.91(Instruments & Instrumentation)文部科学省核セキュリティ強化等補助事業の下、広域における核・放射性物質検知技術開発を進めている。出力波形によってガンマ線と中性子を弁別できる棒状のプラスチックシンチレーション検出器を用いることにより、核物質等からの高速中性子を比較的低いバックグラウンドで検知するための装置を開発した。この装置は、2本の検出器とポリエチレンモデレーターを組み合わせたもので、回転させて、中性子源の方向を特定することができる。本論文では、PuBe線源からの高速中性子を測定した実験結果をもとに、シミュレーションの結果と合わせて、検出器および検出器システムの性能を報告し、迅速に放射線源の方向を探索する手法を提案する。
中村 詔司; 初川 雄一*; 木村 敦; 藤 暢輔; 原田 秀郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(12), p.1318 - 1329, 2021/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本研究は、東大の高速中性子源炉「弥生」を用いて、放射化法により
Tcの積分実験を行った。Tc試料を、気送管システムを用いて照射した。Tcの反応率は、
Tcから放出されるガンマ線を測定して求めた。中性子束は、Au箔を用いてモニタした。本研究におけるTcの反応率の結果は、JENDL-4.0を支持した。
片渕 竜也*; 岩本 修; 堀 順一*; 木村 敦; 岩本 信之; 中村 詔司; 芝原 雄司*; 寺田 和司*; Rovira, G.*; 松浦 翔太*
EPJ Web of Conferences, 239, p.01044_1 - 01044_4, 2020/09
被引用回数：2 パーセンタイル：86.93(Nuclear Science & Technology)In 2017, a research project entitled "Study on accuracy improvement of fast-neutron capture reaction data of long-lived MAs for development of nuclear transmutation systems" started as a joint collaboration, including Tokyo Tech, Japan Atomic Energy Agency and Kyoto University. This project focuses on neutron capture reaction of MAs, especially 
Np, 
Am and 
Am, in the fast neutron energy region. The final goal of this project is to improve the neutron capture cross sections of Np, Am and Am employing a high-intensity neutron beam from a spallation source of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) that reduces uncertainties of measurement. In this contribution, the overview of the project and the current progress will be presented.
米田 政夫
ぶんせき, 2019(10), p.459 - 461, 2019/10
原子力施設の操業及び廃止措置時には核燃料物質を含む廃棄物が発生し、原子力事業者はそれら廃棄物に含まれる核燃料物質をオンサイトで計量する必要がある。主な計量の方法は放射線による非破壊測定であり、廃棄物が収納されたドラム缶を開封することなく実施される。また、廃棄物測定用途以外では、核セキュリティ分野等において核物質の非破壊測定が用いられている。核物質の非破壊定量法の分類として、パッシブ法とアクティブ法がある。パッシブ法とは、測定対象物に含まれる核物質等が自発的に崩壊する際に放出されるガンマ線や中性子を測定することにより核物質量を定量する手法である。それに対してアクティブ法とは、測定対象物の外部から中性子等を照射して反応を誘発し、放出される中性子又はガンマ線を測定して核物質量を定量する手法であり、特に中性子を計測する非破壊測定手法を「アクティブ中性子法」と呼んでいる。日本原子力研究開発機構(JAEA)の原子力基礎工学研究センター(NSEC)では、アクティブ中性子法の一つである「高速中性子直接問いかけ法(FNDI法: Fast Neutron Direct Interrogation)」を開発してきた。このFNDI法は、高感度で測定時間が短いというアクティブ中性子法が持つ特長に加え、パッシブ法で問題となる内容物の種類, 嵩密度, 不均一性、及び核物質の偏在の影響を受けにくいという特長も有することもあり、NSECにおいて廃棄物ドラム缶用の核燃料物質測定装置として実用化した。本稿ではアクティブ中性子法の測定原理及びその後の発展・実用化について紹介する。
千葉 敏*; 若林 利男*; 舘 義昭; 高木 直行*; 寺島 敦仁*; 奥村 森*; 吉田 正*
Scientific Reports (Internet), 7(1), p.13961_1 - 13961_10, 2017/10
被引用回数：34 パーセンタイル：96.31(Multidisciplinary Sciences)放射性廃棄物の課題を克服するため、高速炉中性子を利用した6種の長寿命核分裂生成物を元素分離で核変換する技術の開発を進めている。効果的かつ効率的な核変換のため、重水素化イットリウムを減速材としたシステムを考案した。モンテカルロコードMVP-II/MVP-BURNを使った核変換率とサポートファクタの評価を行った。高速炉炉心のブランケット領域および反射体領域に重水素化イットリウムと装荷した場合、すべての核種の実効半減期が10
から10
へ劇的に低減し、サポートファクタも1を上回ることが確認できた。この高速中性子を利用した核変換システムは放射性廃棄物の低減に大きく貢献する。
:Eu
storage phosphors for wide-range neutron detection坂佐井 馨; 藤 健太郎; 中村 龍也; 落合 謙太郎; 今野 力
Proceedings of 2014 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference; 21st International Symposium on Room-Temperature Semiconductor X-ray and 
-ray detectors (NSS/MIC 2014), Vol.3 , p.1834 - 1839, 2016/05
SrBPO:Eu輝尽性蛍光体を広領域の中性子検出に応用するため、本輝尽性蛍光体にLi
B
O
とポリエチレンを混合したサンプルを製作し、FNSにて14MeV中性子照射実験を行ったところ、ポリエチレンを含まない場合が最も輝尽性蛍光強度が大きくなり、モンテカルロ計算及び理論式によるエネルギー付与計算結果と一致した。これは、本サンプルのような酸素原子の割合が高い媒体においては、高速中性子照射の場合、高速中性子と酸素の反応O(n,
)等によるアルファ粒子のエネルギー付与が大きくなるためであることがわかった。また、低速・中速中性子エネルギー範囲においては、
B(n,)やLi(n,)の中性子捕獲反応がエネルギー付与に支配的であることがわかった。さらに相対論による
Li粒子やアルファ粒子の付与エネルギーは高速中性子との反応の場合、一定の値ではなく、ある幅を持った一様分布になるが、高いエネルギー中性子との反応の場合、アルファ粒子やLi粒子がサンプルから飛び出してその全エネルギーを付与しない場合が多くなることもわかった。
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：29.25(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
日本物理学会誌, 56(10), p.749 - 754, 2001/11
原研では長寿命放射性廃棄物の削減を目指した核変換技術の研究開発を行ってきた。大強度陽子加速器プロジェクトにおいては、核変換技術の中心的な役割を担う加速器駆動未臨界システム(ADS)の技術開発を行う。核変換実験施設は、(1)核燃料を用いるが陽子ビーム出力は10W以下である「核変換物理実験施設」と、(2)200kW陽子ビームを用いて鉛・ビスマス溶融合金ターゲットにかかわる工学的な実験を行う「ADSターゲット試験施設」という二つの実験施設によって構成される。施設の概要、実験プログラム,施設建設に向けた取組状況,将来計画等について解説する。
篠原 伸夫
AIP Conference Proceedings 561, p.223 - 231, 2000/09
マイナー・アクチノイドの核変換過程を定量的に把握するために、放射化学的手法を用いてアクチノイド核種の核データを測定した。熱中性子炉あるいは高速中性子炉で照射した種々のアクチノイド試料を分析して、アクチノイド核種及び核分裂生成物の組成変化を明らかにした。また、タンデム加速器を用いて、マイナー・アクチノイドの核分裂収率を測定した。本発表は、放射性廃棄物の処理という観点から、照射場におけるアクチノイドの核変換過程を定量的に考察したものである。
照射管理課*
JNC TN9440 2000-008, 79 Pages, 2000/08
JNC-TN9440-2000-008.pdf:2.33MB
本報告書は、第35サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。第35サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・炉心材料照射(CMIR-5-1)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)・「常陽」サーべイランス照射条件の確認(SVIR)・大学連合からの受託照射(SVIR)また、第35サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD253の67,600MWd/t(要素平均)である。
研究開発委員会*
JNC TN1440 2000-005, 214 Pages, 2000/08
JNC-TN1440-2000-005.pdf:13.81MB
核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、「国の研究開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大綱的指針」(平成9年8月7日、内閣総理大臣決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、「陸域地下構造フロンティア研究」に関する中間評価を研究開発課題評価委員会(陸域地下構造フロンティア研究課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、陸域地下構造フロンティア研究課題評価委員会は、本委員会によって定めた評価方法に従い、サイクル機構から提出された課題説明資料及び委員会における議論に基づき、本課題の評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。
吉武 庸光; 大森 雄; 坂本 直樹; 遠藤 敏明*; 赤坂 尚昭; 前田 宏治
JNC TN9400 2000-095, 110 Pages, 2000/07
JNC-TN9400-2000-095.pdf:13.57MB
米国Fast Flux Test Facilities(FFTF)で照射された「もんじゅ」型燃料集合体MFA-1及びMFA-2に装荷されたPNC316及び15Cr-20Ni鋼被覆管の燃料ピンはこれまでで最高の高速中性子照射量を達成している。これらオーステナイト系ステンレス鋼を高速炉炉心材料とした場合、高速中性子照射に起因するスエリングによる形状変化(体積膨張)が使用上重要な評価項目であるが、機械的性質に及ぼす照射効果、特に重照射条件でのスエリングした材料の機械的性質の評価も重要なことである。そこで、重照射されたPNC316、15Cr-20Ni鋼被覆管のLOF時の過渡変化時における燃料健全性評価に資することを目的として、これらMFA-1、MFA-2の燃料被覆管について急速加熱バースト試験を行うとともに、その後の金相試験、TEM観察に基づき急速加熱破裂挙動を評価した。本試験・評価で得られた主な結果は以下の通りである。1)PNC316では、照射量2.1310の27乗n/mの2乗(E
0.1MeV)までの範囲において、周応力100Mpa程度までの低応力条件では破裂温度はこれまでの照射材データと同様であり照射量の増大に伴う破裂温度の低下は見られなかった。2)15Cr-20Ni鋼では、照射量2.2710の27乗n/mの2乗(E0.1MeV)までの範囲において、周応力約200MPaまでの条件において、破裂温度は非照射材と同等であり、照射による破裂温度の低下は見られなかった。3)PNC316について、「もんじゅ」燃料使用末期条件である周応力69MPa(7kgf/mmの2乗)にて試験した結果、破裂温度は1055.6
であった。ここで試験加熱速度は5/sであり、「もんじゅ」設計におけるLOF時の1次ピークで想定される被覆管温度上昇率よりも厳しい条件であることから、本照射量条件において「もんじゅ」燃料の許容設計限界の被覆管最高温度(肉厚中心)830の保守性を示した。4)今回試験したスエリング量数%の条件では、急速加熱バースト後の組織は照射後試験加熱前の組織と比較して顕著な違いは認められず、破裂機構に関してスエリング量、破裂温度及び組織(ボイドの結晶粒界への偏析、粗大化)間の相関は見られなかった。
松林 政仁; 吉井 康司*; 日引 俊*; 三島 嘉一郎*
可視化情報学会誌, 20(Suppl.1), p.325 - 328, 2000/07
ポリエチレンシート(PE)とイメージングプレート(IP)を組み合わせて高速中性子ラジオグラフィに適用した。実験には東京大学高速中性子源炉弥生を使用した。1枚目のIP(IP-1)の前面にPEを配置しPE内で発生した反跳陽子をIP-1で記録するとともに、IP-1の後面に配置したIP(IP-2)に記録された画像を用いて線の補正を行った。実験の結果から、PEの厚さが40
mと120mの場合でIP-1の画像を比較すると差は見られなかった。これは飛程以上の厚さの位置で発生した反跳陽子はIP-1に記録されないためと考えられる。また、IPの支持体として使用されているポリエチレンテレフタレート(PET)も水素を含有しており、IPを2枚直接重ねた状態ではIP-1のPETで発生した反跳陽子がIP-2に記録されることがわかった。これに対して、水素を含まないテフロンシートを2枚のIPの間に挟み込むことにより改善した。
竹村 守雄*
JNC TJ9450 2000-002, 112 Pages, 2000/03
JNC-TJ9450-2000-002.pdf:2.55MB
本報告書は、1986年に開始されたJASPER(Japanese-American Shielding Program for Experimental Research)計画の中で企画された計8個の一連の実験の中の6番目の実験として、1992年3月初めから約2ケ月間かけて米国オークリッジ国立研究所(ORNL)にて実施されたギャップストリーミング実験の測定値、実験体系の寸法・組成データ、実験状況、測定システム等の情報を一冊にまとめたものである。作成にあたっては、ORNLから発行されたギャップストリーミング実験結果報告書の内容を基本とし、それに現地派遣員より報告された情報を補足した。ギャップストリーミング実験は、高速炉原子炉容器上部の中性子束がインクロージャシステムに存在する空隙部を通じての中性子ストリーミングに起因していることから、空隙部の幅、オフセット間隔と中性子ストリーミングの大きさの相関を実験的に把握すると共に、このストリーミング評価に適用される解析手法の精度の検証と向上のためのデータベースを提供するため企画された。ORNL遮蔽実験施設TSF(Tower Shielding Facility)の実験炉TSR-II(Tower Shielding Reactor-II)のコリメータ後方に鉄ライナー付きコンクリート供試体が設置された。コリメータと供試体との間にスペクトルモディファイアを設ける体系と設けない体系とが構成され、軟らかいエネルギースペクトル(実機を模擬)と硬いスペクトルの中性子が供試体に入射された。コンクリート供試体には中央に貫通部があり、コンクリート製シリンダー、円筒状スリーブを挿入組合わせることにより、円環状ギャップの幅とオフセット位置を変えられる構造となっており、供試体の後方において各種検出器を用いた中性子測定が行われた。広いエネルギー範囲にわたる中性子が、ビーム軸に直交する方向での分布及びビーム軸上において、ほぼ全体系において測定された。硬い入射スペクトルのものについてはさらに、高速中性子のビーム軸上でのエネルギースペクトルの測定及びビーム軸に直交する方向の分布の測定が行われた。なお、JASPER計画は日米両国の液体金属冷却炉(LMR)の現行設計内容の進展に資することを目的として、米国エネルギー省(USDOE)と動力炉・核燃料開発事業団(現核燃
毛利 智聡*; 竹村 守雄*
JNC TJ9450 2000-001, 96 Pages, 2000/03
JNC-TJ9450-2000-001.pdf:2.04MB
本報告書は、1986年に開始されたJASPER(Japanese-American Shielding Program for Experimental Research)計画の中で企画された計8個の一連の実験の中の最後の実験として、1992年6月末から約1ケ月間かけて、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)にて実施された新遮蔽材透過実験の測定値、実験体系の寸法・組成データ、実験状況、測定システム等の情報を一冊にまとめたものである。作成にあたっては、ORNLから発行された新遮蔽材透過実験結果報告書の内容を基本とし、それに現地派遣員より報告された情報を補足した。新遮蔽材透過実験は、高速炉の遮蔽合理化のための高性能遮蔽材料の開発に資する実験データを取得する目的で企画された。遮蔽材料として水素を含有し中性子遮蔽性能の優れた金属であるジルコニウムハイドライド(ZrH1.7)を対象とした。ORNL遮蔽実験施設TSF(Tower Shielding Facility)の実験炉TSR-II(Tower Shielding Reactor-II)のコリメータ直後に、入射させる中性子スペクトルを模擬するスペクトル・モディファイア、およびジルコニウムハイドライド模擬多重層を設置した実験体系のもと、その後方で各種検出器を用いた中性子測定が行われた。ジルコニウムハイドライド模擬多重層は、既にTSFに存在していたジルコニウムスラブと、水素を含有するポリエチレンスラブを組み合わせて構成された。同様な実験測定がポリエチレンだけの厚いスラブについても実施された。広いエネルギー範囲にわたる中性子束の測定が全8体系で、また高速中性子のエネルギースペクトルの測定も大部分の体系で行われた。なお、JASPER計画は日米両国の液体金属冷却炉(LMR)の現行設計内容の進展に資することを目的として、米国エネルギー省(USDOE)と動力炉・核燃料開発事業団(現核燃料サイクル開発機構)との協力関係の一環として行われた日米共同遮蔽実験である。
芝 剛史*; 亀崎 洋*; 湯山 智教*; 鈴木 敦士*
JNC TJ9400 2000-012, 92 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-012.pdf:3.18MB
核燃料サイクル開発機構が行うFBRサイクル実用化調査研究の一環として、FBR実用化サイクルに要求される視点、評価すべき項目(経済性、安全性、など)に対する総合的な比較評価を定量的、かつ客観的に行うためのシステムの開発を行うことを本研究の目的とする。意思決定支援には様々な手法が存在するが、ここでは、各手法の事例を調査してそれぞれの特徴を検討し、階層型分析法(AHP)、多属性効用分析法(MUF)、および足切法を組合せた総合評価手法を構築した。これは、評価項目の多様性や評価プロセスの透明性を有し、さらに、非補償性をも組み込んだものである。評価する視点は、経済性、資源有効利用性、核拡散抵抗性、環境負荷低減、安全性、技術的実現性の6項目とし、各視点の評価項目・評価指標を階層化して評価構造を作成した。各評価指標の効用関数及び一対評価による重み付けを仮設定し、FBRサイクルシステムの候補絞り込みのための予備的な評価を実施した。その結果、本総合評価手法が意思決定支援手法として有効に機能し得ることを確認できた。
山本 敏久*; 北田 孝典*; 田川 明広; 丸山 学*; 竹田 敏一*
JNC TJ9400 2000-006, 272 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-006.pdf:9.69MB
多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第1部高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速実験炉「常陽」で用いられているスペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトル誤差を詳細に分析し、各々の誤差の大きさを定量的に評価するとともに、各誤差を積み上げることによって、より合理的な初期推定スペクトル誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトル誤差に起因する誤差は相対的に小さく、断面積誤差に起因する誤差がほとんどであることがわかった。また、核分裂スペクトルの影響によって、数MeV以上の高速中性子束に無視できない量の誤差を生じることがわかった。第2部ガス冷却高速炉の解析手法に関する検討ガス冷却高速炉では、通常のNa冷却炉に比べて、冷却材チャンネルが体積割合に占める比率が大きく、顕著な中性子ストリーミング効果が現れることが予想される。一方、Na冷却炉用に提唱されている既存の手法では、冷却材チャンネルと平行な方向の拡散係数が無限大となり、そのまま適用することができない。本研究では、Kohlerが提唱した軸方向バックリングを考慮した方向依存拡散係数の概念を拡張し、ガス冷却炉でも正確に中性子ストリーミング効果が評価できる手法の検討を行った。第3部水冷却高速炉の解析手法に関する検討低減速の水冷却炉に対して、解析手法の違いによりどの程度計算結果に影響が現れるかについて検討を行った。軽水炉においては、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果が強い空間依存性を持つことが知られており、燃料ペレットを複数の領域に分割して評価する手法が用いられている。水冷却高速炉においても、冷却材として水を使用する以上、同様の問題が現れる可能性がある。検討の結果、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果の空間依存性は小さく、燃料領域を1領域として扱っても、臨界性、転換比ともに解析精度には問題が出ないことが確認された。
/activation and 3-D Monte Carlo analyses佐藤 聡; 飯田 浩正; Plenteda, R.*; Valenza, D.*; Santoro, R. T.*
Fusion Engineering and Design, 47(4), p.425 - 435, 2000/01
被引用回数：9 パーセンタイル：54.14(Nuclear Science & Technology)2次元及び3次元解析により、ITER/NBIポート周辺の遮蔽解析を行い、運転停止10秒後の生体線量率を評価した。運転中の2次元S解析、2次元放射化解析及び運転停止後の線に対する2次元S解析を行い、高速中性子束及び生体線量率分布を求めた。それらの値から、高速中性子束から生体線量率への変換係数を評価した。その結果、クライオスタット近傍では、1.5~410
Sv/hour/(cm
sec.
)であることがわかった。トーラスの1/4を忠実にモデル化した。3次元モンテカルロ解析により、クライオスタット近傍の高速中性子束を求めた。分散低減技法の工夫により、統計誤差の小さい解が得られた。その結果、クライオスタット近傍の生体線量率は、20~100Sv/hourとなり、ITER/EDAの設計目標である100Sv/hourを満足することがわかった。
大坪 章
PNC TN9410 98-059, 53 Pages, 1998/06
動燃では宇宙・地上・深海高速炉システムの定常解析コードとしてSTEDFAST(Space, TErrestrial and Deep sea FAST reactor system)を開発している。これは、深海, 宇宙及び地上でのコジェネレーション用の動力源として用いるガスタービン発電方式高速炉システムにつき、システムパラメータの最適値を得るためのものである。今回は本解析コードを使用してパラメータサーベイ計算を行って可搬型炉特性につき研究することとした。深海炉については、40kWeのNaK冷却型の炉をベースケースとして種々の変数を変化させて計算した。深海炉では設計上重要な要素である機器重量合計と廃熱のための耐圧殻上の必要表面積に着目した。前者については発電量及び耐圧殻材料が、後者については発電量、原子炉出入口温度、海水自然循環熱伝達係数等が特に影響の大きい変数であった。宇宙炉については、40kWeのNaK冷却型の炉をベースケースとして、コンプレッサ入口温度、原子炉出入口温度、タービン入口圧力を変化させて計算した。宇宙炉の重要特性である機器重量合計には、前2者の影響が大きかった。地上炉についてはPb冷却の熱出力100MWtの炉をベースケースとして、コジェネレーション用の100の熱水を製造する熱交換器の伝熱管本数、コンプレッサ段数、1次系冷却材の種類を変化させて計算した。1次系冷却材をPbとNaの場合の比較では、密度がかなり異なるので当然のことであるが、1次系重量流量に関しては前者の場合後者の場合よりもずっと大きくなった。その他については、特筆するほどの大きな特性の変化は無かった。
村松 壽晴
PNC TN9410 98-044, 47 Pages, 1998/06
高速炉の炉心出口近傍では、炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量、集合体流量)の違いから、炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ、それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が炉心上部機構各部(整流筒、制御棒上部案内管、炉心出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過すると、冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播し、その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に、冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速炉では、大きな熱伝導率を持つナトリウムの性質から、この熱疲労に対する配慮が必要となる。本報は、高速原型炉「もんじゅ」炉外燃料貯蔵槽冷却系内の配管合流部(最大温度差110,流速比0.25)を対象として、サーマルストライピング条件を解析的に検討したものである。得られた結果は、以下の通りである。(1)主配管直管側の流速が枝管側流速の1/4と小さいため、主配管上流側に位置する90
エルボによる2次流れの影響は無視し得る程度に小さい。(2)直接シミュレーションコードDINUS-3による温度ゆらぎ振幅の最大値と実効最大値との比率は約3.18であり、「もんじゅ」内包壁の健全性評価に用いた同値6.0は十分な安全裕度を持った値であったと判断できる。(3)時間平均Navier-Stokes方程式に基づくAQUAによる温度ゆらぎ振幅実効値は、DINUS-3コードによる値の約4.9倍であった。配管合流部に循環領域が現れる当該問題では局所平衡の仮定が成立せず、対流効果および拡散効果を簡略化したモデルを採用するAQUAモデルの適用上の限界が示唆された。
