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下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二
JAEA-Data/Code 2022-012, 270 Pages, 2023/03
JAEA-Data-Code-2022-012.pdf:38.25MB
発電用原子炉である軽水炉において、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所と同様な全交流電源喪失が発生した場合には、原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)内の冷却機能の喪失、炉内の水位低下による燃料棒の露出、炉心溶融に伴うRPVの破損やRPV破損に伴う炉内の放射線物質の漏えいが発生することが考えられる。事故進展におけるRPVの損傷、溶融した燃料デブリの流出・拡大等の過程を検証、推定することは、廃炉作業を進める上で重要な情報となる。RPVの破損要因については、RPV下部構造部に加えられる荷重・拘束に起因する破損(力学的破損)、低融点金属や高融点酸化物とRPV底部の構造部材との共晶現象による破損(材料間反応による破損)、RPV底部の構造部材の融点近傍での破損が考えられる。破損要因の内、力学的破損については、数値解析(熱流動解析及び構造解析)により検証を行う。このような数値解析を実施する際には、RPV及び炉内構造物を構成する材料(ジルコニウム,炭化ホウ素,ステンレス鋼,ニッケル合金,低合金鋼等)の融点近傍までの伝熱特性(熱伝導率,比熱,密度)や材料特性(熱膨張係数,ヤング率,ポアソン比,引張,クリープ)が必要となる。本資料においては、公開文献を基に、RPV及び炉内構造物を構成する各材料の融点近傍までの母材の特性データをデータ集として取りまとめた。なお、RPV及び炉内構造物を構成する構造物の中には溶接部も存在するため、今回限られたデータであるが、溶接部に関する特性データも併せて示した。
坂野 雅樹*; 舩谷 俊平*; 高松 邦吉
山梨講演会2022講演論文集(CD-ROM), 6 Pages, 2022/10
本研究では、放射冷却を採用した原子炉圧力容器(RPV)の受動的冷却設備の安全性に関する基礎的研究を行う。本研究の目的は、自然災害が発生した場合でも、放射冷却を採用したRPVの受動的冷却設備は、安全で信頼できることを実証することである。そこで、いくつかのステンレス製の容器を使って、実機の受動的冷却設備の約1/20スケールである実験装置を製作した。実験装置内の発熱体の表面はRPVの表面を模擬しており、その発熱体は実験装置内で自然対流と輻射を発生させる。実験の結果、実験装置内の自然対流を詳細に可視化することに成功した。
下平 昌樹; 飛田 徹; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 塙 悟史
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
JEAC4206「原子炉圧力容器に対する供用期間中の破壊靭性の確認方法」では、加圧熱衝撃事象時の原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価において、原子炉圧力容器内面のステンレスオーバーレイクラッド(クラッド)下亀裂(UCC)を想定し、亀裂先端の応力拡大係数がRPV鋼の破壊靭性値を上回らないことを定めている。本研究では、クラッドの存在が破壊靭性値に与える影響を評価することを目的に、UCCまたは表面亀裂を有する試験体を用いた3点曲げ破壊靭性試験と有限要素解析(FEA)を行い、UCCに対する塑性拘束効果の影響を調べた。その結果、UCCの破壊靭性値が表面亀裂に比べて高いことを実験的に示した。また、有限要素解析により、クラッドの存在によりUCCの塑性拘束効果が弱められることを示した。
佐藤 一憲
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.394 - 411, 2019/05
被引用回数：10 パーセンタイル：80.35(Nuclear Science & Technology)福島第一3号機の圧力測定システムでは、運転中の蒸発/凝縮を補正するためにその一部に水柱が採用されている。これらの水柱の一部は事故条件下において蒸発し、正しい圧力データが示されていなかった。RPV(原子炉圧力容器), S/C(圧力抑制室)及びD/W(ドライウェル)の各圧力の比較を通し、水柱変化の効果を評価した。これによりRPV, S/C圧力データに対して水柱変化の効果の補正を行った。補正された圧力を用いて、事故進展中のRPV, S/C, D/W間のわずかな圧力差を評価した。この情報を、3号機の水位、CAMS(格納系雰囲気モニタリングシステム)および環境線量率などのデータとともに活用し、RPVおよびPCVの圧力上昇・下降および放射性物質の環境への放出に着目して事故進展挙動の解釈を行った。RPV内およびRPV外の燃料デブリのドライアウトはこれらの圧力低下を引き起こしている可能性がある一方、S/Cからペデスタルに流入したS/C水がペデスタルに移行した燃料デブリによって加熱されたことがPCV加圧の原因となっている。ペデスタル移行燃料デブリの周期的な再冠水とそのドライアウトは、最終的なデブリの再冠水まで数回の周期的な圧力変化をもたらしている。
高松 邦吉
Journal of Thermal Science, 24(3), p.295 - 301, 2015/06
被引用回数：1 パーセンタイル：6.91(Thermodynamics)出力上昇試験前、原子炉圧力容器(RPV)からの放熱量、または炉容器冷却設備(VCS)による除熱量の実測値は当然得ることができない。よって、高温工学試験研究炉(HTTR)が供給する原子炉出口冷却材温度を出力上昇試験前に評価することは運転員にとって困難である。一方、原子炉出口冷却材温度が967 (
C)に達すると、原子炉スクラムに至るため、RPVからの放熱量やVCSによる除熱量の実測値が出力上昇試験中に変化した場合、原子炉出力100(%)時, 30(MW)時におけるVCSによる除熱量が幾らになるのか、原子炉出口冷却材温度が幾らになるのか、運転員は直ぐに評価する必要がある。そこで本論文では、運転員が迅速にVCSによる除熱量を評価できる方法を提案する。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之; 橘 幸男
Transactions of the American Nuclear Society, 91, P. 377, 2004/00
HTTRを用いた安全性実証試験における1次冷却材中の化学的不純物濃度実測値を用いて、黒鉛減速,ガス冷却炉において起こり得る炭素析出現象について評価を行った。炭素析出は、原子炉圧力容器,中間熱交換器等の約400C程度の低温部に起きやすいが、評価の結果、安全性実証試験等における温度変化時等において、1次冷却材中の化学的不純物濃度組成は、炭素析出を起こすような組成分布に至っていないことが確認された。
松井 義典; 井手 広史; 板橋 行夫; 菊地 泰二; 石川 和義; 阿部 新一; 井上 修一; 清水 道雄; 岩松 重美; 渡辺 直樹*; et al.
KAERI/GP-195/2002, p.33 - 40, 2002/00
最近の軽水炉圧力容器材の照射損傷研究では中性子照射効果の焼鈍による回復効果の研究が行われており、JMTRを用いた照射試験と照射済試料の焼鈍さらに焼鈍後の照射効果の研究が計画された。このため、材料試験炉部では照射後に試料の焼鈍と交換を行い、その後、さらに再照射が可能なキャプセルを開発した。本再照射キャプセルの開発には、交換可能な内部キャプセルから延びた熱電対のシース線の接続を着脱可能にするための気密コネクタと、試料交換のためのキャプセル底部プラグに使用するメカニカルシールの技術開発が必要であった。開発・製作した再照射キャプセルによる照射試験は、照射されたキャプセルのカナルでの取扱いやホットセル内での遠隔操作による試料交換を計画通り実施でき、再照射の際の試料温度も目標範囲を満足するなど、開発目標を達成することができた。
飛田 徹; 鈴木 雅秀; 岩瀬 彰宏; 相澤 一也
Journal of Nuclear Materials, 299(3), p.267 - 270, 2001/12
被引用回数：19 パーセンタイル：84.88(Materials Science, Multidisciplinary)軽水炉圧力容器鋼の照射脆化には、高速中性子のみならず熱中性子や
線の寄与も含まれるが、線の寄与に関する定量的な把握はなされていない。圧力容器位置での線によるはじき出し損傷量(dpa)は高速中性子の数%にすぎないが、損傷メカニズムの違いから照射脆化に与える影響は実質的にはもっと大きくなる可能性が指摘されている。本研究ではFe-Cuモデル合金を用い、線による照射を模擬した電子線照射試験を行うことにより線の影響を定量的に評価した。その結果、電子線と原子炉を用いた中性子照射による照射脆化はほとんど差がなく、dpaがよい指標となることが明らかになった。
丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; Y.Yang*; 杉本 純
NEA/CSNI/R(98)18, p.243 - 250, 1999/02
原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施した。本実験では、テルミット反応により生成した酸化アルミニウムをシビアアクシデント時に生成される溶融炉心模擬物として用い、水で満たした圧力容器下部ヘッド試験容器に投入した。実験後に実施した種々の試験及び試験容器壁の熱応答から、固化した酸化アルミニウムと試験容器壁との境界にギャップが形成されたことが明らかになった。原研で開発を進めている圧力容器内溶融炉心冷却性解析コードCAMPを用いて実験後解析を実施した。酸化アルミニウム及び試験容器の熱的挙動に及ぼす境界ギャップの影響を調べ、境界ギャップの存在を仮定することにより、試験容器壁の初期温度上昇を定性的に再現可能であることを確認した。
小野寺 淳一; 藪田 肇; 西薗 竜也; 中村 力; 池沢 芳夫
Journal of Aerosol Science, 22(SUPPL.1), p.S747 - S750, 1991/00
解体作業時の空気中放射能濃度を評価する場合、切断作業等に伴って発生するエアロゾル発生量、移行率、粒度分布等のパラメータを知ることは、放射線防護上重要である。1986年から動力試験炉(JPDR)で行われている解体実地試験において、これらのパラメータについて収集、評価を行った。汚染配管の熱的気中切断時の移行率は、配管材質の場合及び放射性物質の場合ともにほぼ同じ10%オーダーであったが、機械的気中切断時の移行率は、配管材質の場合が0.01%以下であったのに対して、放射性物質の場合は、数%オーダーとなった。一方、炉内構造物、原子炉圧力容器の水中切断では、移行率は10
~10
%程度であり、エアロゾルの粒度分布は単分散に近くサブミクロン領域の小さなものであった。また、エアロゾル発生量の水中切断による低減効果を定量的に評価することができた。
中島 伸也; 中島 甫; 近藤 達男
JAERI-M 84-208, 25 Pages, 1984/11
軽水炉圧力容器の寿命予測評価のため、特に材料試験データに主眼をおいた基本的予測計算プログラム(RPVLE-I)を作成した。このプログラムは多くの仮定を設けることを前提としており、試計算の結果、材料試験上の課題として次のことが明らかとなった。(1)定常状態における高応力比の繰り返し数および応力幅は寿命に大きく影響する。(2)非破壊検査の検出限界は材料の破壊靭性値や腐食疲労などによるき裂進展速度などと組合せて決める必要がある。(3)初期の破壊靭性値は望ましい最低値が存在する。(4)
KthあるいはKisccなどのデータ蓄積が寿命計算上重要である。(5)高温高圧下での新しいき裂モニタ法、き裂開閉口および水化学分析に関する技術の検討が必要である。
高橋 秀明*; M.Suzuki*; 庄子 哲雄*; 近藤 達男
ASME J.Eng.Mater.Technol., 103(10), p.298 - 304, 1981/00
被引用回数：30 パーセンタイル：89.65(Engineering, Mechanical)原子炉圧力容器と配管は、平均応力水準が引張状態のいわゆる高応力比条件下で用いられる部分があり、高温高圧の一次系冷却水と接して腐食疲労効果により、き裂成長の促進が起ることを指摘するとともに、速度を定量的に推定する方法を提案した。き裂の先端におけるメカノケミカル反応を、き裂の力学的状態、ミクロ組織、き裂内化学環のそれぞれの実体に即してき裂先端における活性金属面の生成速度、再不動態化速度、き裂内腐食媒体の更新速度によって評価検討し、結局実験的な方法論として、機械的因子はK、R、K(又は荷重付加速度)をもとに、き裂先端の反応を動力学的に記述することを試みた。その結果、新しいパラメタとして、環境の作用しない、純粋疲労におけるき裂成長速度(時間ベース)〔da/dt〕airを定義してこれをき裂先端の歪速度を代表するものとみなし、各種の破壊力学的因子の寄与とは独立に腐食疲労効果の予測が可能なことを示唆した。
二村 嘉明; 鎌田 裕
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(10), p.750 - 763, 1979/00
被引用回数：0原子炉圧力容器のISIでは、クラックの事例や破壊力学からも表面検査を体積検査と同等以上に重視する必要がある。JPDRでは表面検査に重点をおいて遠隔Bore Scope Method及び遠隔Smeck Methodにより圧力容器のISIを1968年以来3回実施して来た。両法では、それぞれ3回共ほぼ同じ結果が得られ、且つその方法の有効性も立証された。遠隔Smeck法の検出能力(深さ)は
1mm、位置の再現性は3mmであることが立証された。また、Shadowing Broe Scope Methodの開発により、表面欠陥検出能力及び精度の向上が示された。JPDRのISI結果より、ISI法のSystem化が欠陥の検出精度及び定量評価の向上に寄与するものと考えられる。
佐藤 一憲; 山路 哲史*; 古谷 正祐*; 大石 佑治*; Li, X.*; 間所 寛; 深井 尋史*
no journal, ,
福島第一原子力発電所2号機におけるRPVバウンダリー破損モードについて、これまでの解析評価や内部調査の結果などに基づいて検討し、考えられる3つのRPVバウンダリー破損モードを提示した。
高松 邦吉; 舩谷 俊平*; 坂野 雅樹*
no journal, ,
自然災害により発生した福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)の後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。安全上優れた特性を有する冷却設備に関する研究は、極めて重要なテーマである。そこで福島事故のようにヒートシンクを喪失することもなく、動的機器及び非常用電源等も必要とせず、事故時の崩壊熱を受動的に除去できる、極めて信頼性が高く、メルトダウンが起こりえない、新たな原子炉圧力容器の冷却設備(以下、RPV冷却設備)を提案する。一方、外気の自然循環を用いた除熱方法は、外乱の影響を受けやすいため、自然災害が発生した場合、除熱能力が著しく減少する可能性がある。そこで本研究では、自然対流や自然循環よりも、できるだけ放射冷却や輻射を用いたRPV冷却設備を開発した。放射冷却を用いたRPV冷却設備は、自然災害発生時でも、安全に確実に除熱できることを実証した。
