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論文

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950$$^{circ}$$Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

報告書

福島県の帰還困難区域の除染シミュレーションと将来予測

山下 卓哉; 沢田 憲良*

JAEA-Research 2019-010, 227 Pages, 2020/03

JAEA-Research-2019-010.pdf:21.44MB
JAEA-Research-2019-010(errata).pdf:0.5MB

原子力機構は、国や自治体が進める除染活動を技術面で支援するために、除染の効果を予測するシミュレーションソフト「除染活動支援システムRESET」を開発した。また、放出された放射性セシウムに起因した空間線量率の長期的な変化傾向を予測することを目的に、放射性セシウムの物理減衰に加え、土地利用形態の違いや避難指示区域の違いによる減衰効果への影響を考慮した「空間線量率減衰の2成分モデル」を開発した。原子力機構は、これらのツールを用いて除染シミュレーションと将来の空間線量率の予測解析を行い、復興を目指す国や自治体への情報提供を行っている。本報告書では、除染後の空間線量率を予測するために開発した一連の手法を紹介するとともに、環境省が実施した「帰還困難区域における除染モデル実証事業」及び「除染モデル実証事業後の空間線量の推移に関する調査結果」で得られた実測データを用いて実施した予測手法の検証結果を示す。また、帰還困難区域全域及び特定復興再生拠点区域を対象に実施した除染シミュレーションと除染後の空間線量率の将来予測の結果を示す。

論文

Evaluation of tritium release curve in primary coolant of research reactors

石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*

Physical Sciences and Technology, 4(1), p.27 - 33, 2018/06

試験研究炉の運転に伴って1次冷却材中のトリチウム濃度増加が報告されている。トリチウム放出源を明らかにするために、JMTRとJRR-3Mについて1次冷却材中のトリチウム放出率曲線を評価した。トリチウム放出量は、新しいベリリウム要素に交換すると小さくなること、交換後は運転に伴って増加することが明らかとなった。この結果は、ベリリウム要素が1次冷却材中のトリチウム放出に大きな影響を与えていることを示している。1次冷却材中のトリチウム放出率曲線を評価した結果、$$^{9}$$Beの(n,$$alpha$$)で生成する$$^{6}$$Liがトリチウム放出に影響すること、JMTR及びJRR-3Mの1次冷却材中のトリチウム放出源はベリリウム要素が主因であることが明らかとなった。更に、照射時間に伴うトリチウム放出率データがばらつくこと、バラツキはJRR-3MよりJMTRの方が早期に見られることも明らかになった。

報告書

PHITSコードによる中性子照射下ベリリウムからの反跳トリチウム放出率計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2016-022, 35 Pages, 2016/10

JAEA-Technology-2016-022.pdf:3.73MB

試験研究炉の一次冷却水中へのトリチウム放出機構解明の一環として、ベリリウム炉心構成材からの反跳トリチウム放出率を評価するためPHITSコードを用いた場合の計算方法について検討した。この結果、線源に中性子またはトリトンを用いた場合、両者とも反跳トリチウム放出率は同程となったが、トリトン線源の計算速度が2桁程度速いことが明らかとなった。また、トリトン線源を用いて反跳トリチウム放出率を有効数字2桁の精度で求めるためには、単位体積あたりのヒストリー数が2$$times$$10$$^{4}$$ (cm$$^{-3}$$)程度になるまで計算すれば良いことが明らかとなった。更に、トリトン線源を用いてベリリウム炉心構成材の形状と反跳トリチウム放出率の関係を調べたところ、反跳トリチウム放出率はベリリウムの体積当たりの表面積に対して線形となったが、従来の式を使って求めた値の約半分となった。

論文

Applicability study of nuclear graphite material IG-430 to VHTR

大崎 弘貴; 島崎 洋祐; 角田 淳弥; 柴田 大受; 小西 隆志; 石原 正博

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

超高温ガス炉(VHTR)黒鉛構造物の設計では、高強度で、かつ耐酸化性の高い黒鉛材の使用が望まれる。IG-430(黒鉛材)は、VHTR黒鉛構造物の有望な候補材のひとつであるが、高温ガス炉の設計のための十分なデータベースが存在しない。そこで、本研究では、IG-430の設計データとして最も重要な強度の一つである圧縮強度を測定結果を統計的に評価した。また、IG-430黒鉛構造物の信頼性をHTTRの黒鉛設計基準で用いられている安全率をもとに評価し、VHTR黒鉛構造物としての適用性を検討した。その結果、IG-430は、高温ガス炉で使われている従来の黒鉛材の一つであるIG-110よりも高強度(約11%)で、かつ、低い標準偏差(約27%)を持つことが示された。これは、IG-430中のき裂の伝播が、IG-110中と比較して容易でないためと推定される。また、評価したIG-430の破壊確率が低いことから、IG-430を用いることで黒鉛構造物の信頼性の向上が達成できることが分かった。以上より、IG-430がVHTRの黒鉛構造物に適用できる見通しを得た。

論文

Nuclear heat supply fluctuation test by non-nuclear heating using HTTR

高田 昌二; 関田 健司; 根本 隆弘; 本多 友貴; 栃尾 大輔; 稲葉 良知; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

高温ガス炉熱利用系の安全設計方針の策定のため、原子炉に対する外乱の影響を評価する必要がある。出力運転における核熱供給試験を模擬するため、新たな試験手順を考案して、核熱供給試験(コールド)を実施した。熱利用システムにおける異常事象の安全評価を行うため、試験結果は、炉床部温度を計算する数値解析コードの解析モデルの検証に使われた。試験では、ヘリウムガス温度がヘリウムガス圧縮機の圧縮熱により120$$^{circ}$$Cまで加熱された状態で、十分高い外乱を原子炉入口温度に付加する必要がある。しかし、冬季運転において、冷却水の凍結防止のため、最終ヒートシンクからの放熱に技術的な制限があった。試験手順の改善の結果、十分な温度外乱が原子炉入口温度に投入された。金属構造物の応答は炉床部構造物の黒鉛ブロック温度の応答より速いことがわかった。温度の応答は、構造物の熱容量、外乱の大きさ及び伝熱条件に大きく影響を受けた。

論文

JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 3; Progress of component design

江沼 康弘; 川崎 信史; 折田 潤一*; 衛藤 将生*; 宮川 高行*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

第4世代炉のナトリウム冷却高速炉に関する安全設計クライテリアを現在開発中である。そのため、原子力機構,日本原子力発電および三菱FBRシステムズは、開発中の高速炉JSFRが、本クライテリアを満足するように設計検討を実施している。また、本クライテリアを満足するための安全対策のほかに、保守補修性の向上も同時に図っている。本論文は、主要機器の設計進捗を説明したものであり、原子炉構造においては、検査用アクセスルートを増加させ、ポンプ中間熱交換器合体機器においては、交換性の向上を図った内容を説明している。蒸気発生器に関しては、2重管の選定状況を説明している。

論文

Ion and neutron beam analyses of hydrogen isotopes

久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 近藤 恵太郎*; 洲 亘; 西 正孝; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.227 - 231, 2006/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.34(Nuclear Science & Technology)

水素同位体は、プラズマ対向機器の表面領域において、燃料粒子リサイクリングやプラズマ運転条件を考えるうえで重要な役割をはたす。この点に着目して、日本原子力研究所FNSでは、2002年から核融合炉関連機器のための元素分布分析を開始している。本研究では、表面領域での水素同位体挙動を明らかにするために、D-Tプラズマに曝されたTFTRタイル内のトリチウム深さ分布分析をFNSにて行った。イオンビームを用いた核反応分析の結果、4種類の元素すなわち重水素,トリチウム,リチウム6及びリチウム7が検出された。測定されたエネルギースペクトルから各元素の深さ分布を計算したところ、重水素とリチウムが表面から1$$mu$$mまで一様に分布しているのに対し、トリチウムは0.5$$mu$$mにピークを持つ分布であることがわかった。また、TFTRタイルの表面領域は深部に比べて1桁高い量のトリチウムを保持していることがわかった。

論文

First wall and divertor engineering research for power plant in JAERI

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 廣瀬 貴規; 佐藤 和義; 吉田 肇; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.93 - 103, 2006/02

 被引用回数:12 パーセンタイル:65.95(Nuclear Science & Technology)

本論文では、核融合発電実証プラントのプラズマ対向機器である第1壁及びダイバータの原研における研究開発の活動について報告する。核融合発電実証プラントはITERのような実験炉に比べ、運転期間が長期にわたるため、プラズマ対向機器は厳しい中性子照射及び熱・粒子負荷を受ける。現状の設計では、核融合発電実証プラントのプラズマ対向機器の構造材としては、中性照射を考慮して低放射化フェライト鋼(F82H)が候補材となっている。一方、その表面保護材料としては、スパッタリング損耗に対する耐久性及び低トリチウム吸蔵特性からタングステン材料が候補材となっている。このような材料を組合せたプラズマ対向機器を実現するために、原研では、(1)高性能冷却構造の開発,(2)表面保護材料の開発,(3)F82H鋼とタングステンに対する接合技術の開発及び(4)構造健全性の評価を行うなど精力的な開発を行っている。本稿では、これらの開発活動に関する最新の成果として、高性能冷却管(スクリュウ冷却管)の開発,単軸圧縮による拡散接合法の開発,ダイバータ構造の熱疲労寿命評価法の開発及び表面保護材料のスパッタリング評価用低エネルギーイオン照射装置の開発について報告する。

論文

Experimental examination of heat removal limitation of screw cooling tube at high pressure and temperature conditions

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.347 - 354, 2006/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:52.29(Nuclear Science & Technology)

核融合炉高熱流束機器用冷却管開発の一環として、冷却内面に三角フィンを加工した冷却管を提案している。この冷却管では、三角フィンを簡単なねじ切り加工で形成しており、スクリュウ管と呼ばれる。これまでの室温における実験の結果、フィン形状M10ピッチ1.5mmで最も高い限界熱流束が得られている。本研究では、同形状を有するスクリュウ管の熱伝達係数(HTC)とさらに高温のITERダイバータ冷却条件に相当する4MPa・100$$^{circ}$$Cにおける片側加熱条件における限界熱流束(CHF)実験結果を報告する。熱伝達実験の供試体は無酸素銅製スクリュウ管に、管壁温度測定用の熱電対を埋設したものである。HTCの評価は、実験で得られた壁温度の周方向分布と数値解析を比較することにより行った。解析では冷却面のHTCとして強制対流域における平滑円管のHTCの3倍までを仮定した。実験で得られた壁温は2倍のHTCを適用した場合とほぼ同じであることから、スクリュウ管が平滑管に比べて約2倍の熱伝達係数を持つことを示している。限界熱流束実験の結果、ITERダイバータの設計値である26MW/m$$^{2}$$のCHFを得るのに必要な流束は4MPa・入口温度100$$^{circ}$$Cにおいて約4.5m/sであり、室温(40$$^{circ}$$C)の場合と比較して約20%の減少が生じることを明らかにした。

論文

ITERにおける核融合装置規格開発の考え方

中平 昌隆; 武田 信和

保全学, 4(4), p.47 - 52, 2006/01

ITER(国際熱核融合実験炉)の構造技術基準は、ITERが核分裂炉と比較して全く異なる安全上の特徴と構造機器を有し、製作及び検査の観点から新しい技術を導入する必要があるため、革新的なものが必要である。この核融合構造技術基準は国際性が重要であることを勘案し、日本とASMEとで共同開発を開始した。本論文は、ITERの特徴を安全性,設計及び製作の観点から抽出し、核融合構造技術基準を開発する考え方を提案するものである。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,10; 炉内機器を修理する遠隔保守ロボット,大型重量物を高精度で操作する最先端ロボット技術

柴沼 清

日本原子力学会誌, 47(11), p.761 - 767, 2005/11

核融合炉のブランケットやダイバータなどの炉内構造物は、核融合反応時に発生する中性子により放射化され、核融合反応を停止した後でも$$gamma$$線の線量率が最大500Gy/hに達する。このため、これらの炉内構造物が損傷したり故障した場合には、人が炉内に近づくことができないために、これらの保守はロボットにより行う必要がある。ここでは、国際熱核融合実験炉ITERを例に取り、核融合炉の炉内構造物の保守を行う代表的なロボットについて、求められる機能や研究開発の現状を紹介する。

論文

Evaluation of $$gamma$$-ray dose components in criticality accident situations

曽野 浩樹; 柳澤 宏司*; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 空増 昇*

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(8), p.678 - 687, 2005/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.08(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時の$$gamma$$線放出挙動のさらなる理解及び外部被ばくの正確な評価のためには、$$gamma$$線線量の成分分析が不可欠である。その線量成分を、臨界継続中の即発成分,遅発成分及び擬似成分、並びに臨界停止後の残存成分に区分して評価した。この評価は、TRACY施設におけるホウ酸リチウム熱蛍光線量計(TLD)を用いた線量計測実験とモンテカルロ・コードによる解析の組合せにより行った。評価の結果、上記成分の線量割合がTRACYの炉心タンクからの距離によって変化することが確かめられた。その変化は、各成分の炉心タンクからの距離に応じた減衰の差によるものであった。評価された線量割合は、$$gamma$$線被ばくの正確な評価のために除外すべき擬似及び残留成分の寄与を定量的に明らかにした。

報告書

原子力発電所の廃止措置に関する施設特性と廃止措置費用に及ぼす影響評価

水越 清治; 大島 総一郎; 島田 太郎

JAERI-Tech 2005-011, 122 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-011.pdf:13.25MB

原子力発電所の廃止措置における解体計画や廃棄物管理計画の観点から米国原子力規制委員会(NRC)が作成したNUREG報告書の110万KWe級参考原子力発電所の機器・構造物重量や放射能特性等の廃止措置に関する基本データを分類,整理し、国内商業用原子力発電所やJPDRと比較,検討した。その結果、参考原子力発電所(BWR)の機器・構造物重量データは国内商業用原子力発電所(BWR)に比べて放射性機器・構造物重量で約28,000トン、非放射性の建屋構造物重量で約124,000トン少ないこと、また、これらの重量の差異が廃止措置費用のおもに解体撤去費用に影響していることが明らかになった。さらに、参考原子力発電所のコンクリートの元素組成割合は放射化に影響を及ぼすB, Ni, Nb等の元素組成割合が国内商業用原子力発電所(PWR)やJPDRとの間で1桁以上の差異があること,これらの元素組成割合の差異は放射能濃度で2$$sim$$3倍程度の差異となり、廃止措置費用のおもに、輸送,処分費に影響を及ぼすことが明らかになった。

論文

ITER relevant high heat flux testing on plasma facing surfaces

平井 武志*; 江里 幸一郎; Majerus, P.*

Materials Transactions, 46(3), p.412 - 424, 2005/03

 被引用回数:101 パーセンタイル:90.2(Materials Science, Multidisciplinary)

国際核融合実験炉ITERの設計ではベリリウム,炭素繊維強化複合材料(CFC),タングステンがプラズマ対向材料として選択されている。プラズマ対向材料は高熱負荷に曝されるため、その熱負荷に耐えるプラズマ対向機器の開発が不可欠である。通常運転時の定常熱負荷はダイバータ部で20MW/m$$^{2}$$、第一壁部で0.5MW/m$$^{2}$$と評価されている。この定常熱負荷試験のために、電子ビーム,粒子ビーム,赤外線ヒーターでの試験及びインパイル試験が行われてきた。その他、非定常なイベントで、高密度で短いパルスのさらに過酷な熱負荷,プラズマディスラプション,プラズマの垂直位置変位(VDE)、そしてELMがプラズマ対向材料に大きな熱流束をもたらす。この模擬実験として電子ビーム(短パルス),プラズマガンそして高出力レーザー装置での実験が行われてきた。ここでは現在選択されているITERのプラズマ対向機器について述べるとともに、これらの装置の特徴と最近の実験結果について纏めたものを報告する。

報告書

Structural analysis of support structure for ITER vacuum vessel

武田 信和; 大森 順次*; 中平 昌隆

JAERI-Tech 2004-068, 27 Pages, 2004/12

JAERI-Tech-2004-068.pdf:7.68MB

ITER真空容器はトリチウムや放射化ダスト等の放射性物質を閉じ込める安全機器である。本報告では、真空容器支持脚について、真空容器下部ポートから支持する独立支持構造を提案する。この独立支持方式は2つの利点を持つ。一つは、真空容器とトロイダル磁場コイルとの大きな温度差による熱荷重が軽減される点であり、もう一点は、トロイダル磁場コイルが真空容器と独立であることにより、安全機器として分類される必要がない点である。この支持脚の健全性を評価するため、真空容器の詳細モデルを用いて応力解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの相対変位は、設計クリアランスの100mmに対して15mmに押さえられた。また、支持脚を含む真空容器の応力はASMEで定められた許容値以下に押さえられた。これらの評価によって、提案する独立支持構造が真空容器支持脚として成立することが確認された。

論文

Design and structural analysis of support structure for ITER vacuum vessel

武田 信和; 大森 順次*; 中平 昌隆; 柴沼 清

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1280 - 1286, 2004/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:24.74(Nuclear Science & Technology)

ITER真空容器はトリチウムや放射化ダスト等の放射性物質を閉じ込める安全機器である。現設計では、多層板バネによる真空容器支持脚はトロイダル磁場コイルに直接接続されているが、本論文では、真空容器下部ポートから支持する独立支持構造を代替案として提案する。この独立支持方式は現設計と比較して2つの利点を持つ。一つは、真空容器とトロイダル磁場コイルとの大きな温度差による熱荷重が軽減される点であり、もう一点は、トロイダル磁場コイルが真空容器と独立であることにより、安全機器として分類される必要がない点である。この支持脚の健全性を評価するため、真空容器の詳細モデルを用いて応力解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの相対変位は許容値100mmに対して15mmに押さえられた。また、支持脚を含む真空容器の応力はASMEで定められた許容値以下に押さえられた。これらの評価によって、提案する独立支持構造が代替案として成立することが確認された。

論文

矩形流路内に生じるヘリウム-空気対向流に関する研究

文沢 元雄; 田中 学*; Zhao, H.*; 菱田 誠*; 椎名 保顕

日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.313 - 322, 2004/12

国際原子力総合技術センターで整備した高温ガス炉用の炉内核熱解析コードのサブモジュールを使用して、ヘリウム-空気対向流の流速分布と濃度分布を数値解析によって求め、以下の事項を実験結果と照合した。(1)準定常的な置換流が形成されるまでの時間,(2)流れのパターンと流路の傾斜角$$theta$$との関係,(3)上昇流と下降流の流速分布の発達過程,(4)上昇流及び下降流の流路幅及び流速分布と傾斜角$$theta$$との関係,(5)濃度分布と流路の傾斜角との関係,(6)正味流入流量と流路の傾斜角との関係その結果、流速分布及び正味流入流量について実験値と解析値は、両者が良い一致を示すことも確認した。

論文

Principle design and data of graphite components

石原 正博; 角田 淳弥; 柴田 大受; 伊与久 達夫; 奥 達雄*

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.251 - 260, 2004/10

 被引用回数:34 パーセンタイル:89.82(Nuclear Science & Technology)

HTTRは、炉心に六角柱ブロックを用いた黒鉛減速・ヘリウム冷却型高温ガス炉で、日本原子力研究所大洗研究所に建設された我が国初の高温ガス炉である。HTTRの炉内構造物は黒鉛によって形成される。黒鉛は脆性材料であり、脆性材料についての有用な設計基準は存在しないことから、原研では破壊挙動を考慮した設計基準を開発した。本報では、開発した黒鉛設計基準についての概要とその品質管理の概略について述べる。

論文

Structural design of high temperature metallic components

橘 幸男; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.261 - 272, 2004/10

 被引用回数:22 パーセンタイル:81.08(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の最高950$$^{circ}$$Cの冷却材に接する第1種機器は、900$$^{circ}$$Cを超える高温となるため、これらの機器については、新たに開発した耐熱合金ハステロイXRが使用されている。また、多くの第1種機器が、従来の構造設計基準の温度範囲を超える条件で使用されるため、新たに、高温ガス炉第1種機器の高温構造設計指針を策定した。本論文は、ハステロイXR製,2 1/4Cr-1Mo鋼製,ステンレス鋼製,1Cr-0.5Mo-V鋼製のHTTRの高温機器の構造設計についてまとめたものである。

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