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報告書

照射キャプセル設計支援のための3次元温度計算用サブプログラムの開発

飛田 正浩*; 松井 義典

JAERI-Tech 2003-042, 132 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-042.pdf:7.19MB

炉内照射試験における照射温度の予測は、照射キャプセル設計において重要な項目の一つである。近年の照射試験では、種々の試験条件の要求に対応するため、複雑な構造のキャプセルが多く、照射温度の精度良い評価には、3次元計算を必要とするケースが増えている。しかし、3次元温度計算では一般に入力の作成等に複雑な作業を必要とし、多くのパラメータ計算を行う設計作業では大変な時間と労力を要する。このため、3次元有限要素法コードNISA1)(Numerically Integrated elements for System Analysis)の導入とともに、キャプセル設計者の入力作成作業を支援するサブプログラムを開発した。この結果、3次元温度計算がより容易に実施可能になるとともに、$$gamma$$発熱率の自己遮へいによる構造物内部での減衰等の効果,炉内照射に特有の効果も取り扱えるようになった。

報告書

高温工学に関する先端的基礎研究用HTTR照射試料の温度評価

石原 正博; 馬場 信一; 高橋 常夫*; 相原 純; 柴田 大受; 星屋 泰二

JAERI-Tech 2002-054, 169 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-054.pdf:5.93MB

HTTRを用いた高温工学に関する先端的基礎研究としての照射試験は平成15年度に開始される予定である。試験では、照射温度が400$$^{circ}C$$から600$$^{circ}C$$,高速中性子照射量(E$$>$$0.18MeV)が1$$times$$10$$^{21}$$から3$$times$$10$$^{23}$$m$$^{-2}$$を目標としている。照射予定の試験片は、高温半導体SiC試験片,超電導体Bi-2212試験片,耐熱セラミックス系の黒鉛試験片,SiC試験片及びジルコニア試験片である。そこで、熱伝導率の高い黒鉛試験片と熱伝導率の低いジルコニア試験片を評価対象として、キャプセル内に装荷された試験片の温度を解析的に検討した。検討の結果、本キャプセルにより黒鉛試験片では約450$$^{circ}C$$~590$$^{circ}C$$の温度域で照射試験が可能で、かつ試料装荷領域内でほぼ均一の温度条件が達成されること、ジルコニア試験片では450$$^{circ}C$$~600$$^{circ}C$$の温度域で照射試験が可能で、試料装荷領域内の温度差は最大30$$^{circ}C$$程度見積もられること、炉心上部可動反射体領域の照射ではジルコニア試験片も試料装荷領域内の温度差が1$$^{circ}C$$以下と小さくなり、ほぼ均一の照射温度が達成できること等が明らかとなった。

論文

Development of 3-dimensional capsule temperature calculation program using FEM (NISA Code)

飛田 正浩*; 松井 義典

KAERI/GP-195/2002, p.87 - 95, 2002/00

材料試験炉部では、JMTRでの照射試験における試料温度の制御と評価の制度を向上させるため、キャプセルの設計に際し、照射試料及びキャプセル構造材内部の詳細な温度分布評価を3次元有限要素法コードNISA(Numerically Integrated elements for System Analysis)を用いて実施している。同コードを照射キャプセル設計に応用するにあたり、キャプセル構造及び解析条件等のデータ入力が容易になるよう種々の支援サブプログラムを開発した。これらのサブプログラムにより、キャプセルの設計時に従来の一次元温度評価では不可能だった試料ごとの詳しい温度評価が可能になっただけでなく、照射時の熱電対指示値に基づいてキャプセル内部の3次元的温度分布の評価もできるようになり、照射研究におけるデータの信頼性向上に役立っている。

論文

Characterization and evaluation studies on some JAERI dosimetry systems

小嶋 拓治; 須永 博美; 橘 宏行; 滝沢 春喜; 田中 隆一

IAEA-TECDOC-156, p.91 - 98, 2000/06

アラニン線量計を主として、原研で開発し使用している数種類の線量測定システムについて、線量率、放射線照射中の温度、線量計読み取り時の温度や素子の方向等が、線量応答に与える影響を定量的に明らかにした。これらにより、$$^{60}$$Co$$gamma$$線、0.15~3MeV電子線及び制動放射X線のリファレンス/トランスファー線量計あるいはルーチン線量計としての特性を評価した。これとともに、線量相互比較を通じて、これらの線量測定システムにより与えられる線量値の信頼性をチェックした。本成果は、1995年より行われたIAEAの研究協力計画「放射線プロセスにおける品質保証のための大線量測定システムの特性研究と評価」の一環として得られたものである。

論文

Study on reactivity feedback effects in the TRACY transient experiments

中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 3, p.1286 - 1292, 1999/00

核分裂性溶液の臨界事故時の収束機構を調べるために、TRACY超臨界実験時の反応度フィードバック変化を評価した。添加反応度0.3~2.9$の実験における出力変化の測定値から、逆解析法を用いて、全フィードバック反応度を計算した。温度フィードバック効果は、エネルギーの測定値と経験的に定めた反応度温度係数を用いて評価した。これにより、放射線分解ガスボイドの反応度効果は、全反応度と温度フィードバック反応度の差として求まる。第1出力パルスにおける反応度フィードバックの内訳を調べた結果、添加反応度1.5$以下の実験では、出力ピークにおけるボイド反応度効果は無視できる程小さいことがわかった。一方、パルス終了時では、添加反応度0.5$以上の実験において、ボイド効果が主となっている。

論文

Fuel temperature analysis method for channel-blockage accident in HTTR

丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 木曽 芳広*; 早川 均*

Nucl. Eng. Des., 150, p.69 - 80, 1994/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.74(Nuclear Science & Technology)

HTTRの安全評価では、DBAの1つとして流路閉塞事故を想定している。事故時の伝熱流動特性を評価するための解析コードFLOWNET/TRUMPを開発するとともに、HENDELによる流路閉塞模擬試験結果を用いて検証解析を実施し、その妥当性を確認した。事故時の燃料最高温度は1653$$^{circ}$$Cまでの上昇にとどまり、事象が安全に推移することを明らかにした。

報告書

軽水炉燃料の初期起動時における燃料中心温度の評価 -ハルデン出力急昇試験研究成果

柳澤 和章; 藤田 操

JAERI-M 82-127, 53 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-127.pdf:1.49MB

日本原子力研究所はノルウェー・ハルデン炉(HBWR)を用いてPCI破損機構解明を目的とした「ハンデル出力急昇試験」を昭和54年度から実施している。本報は軽水炉条件模擬下で基礎照射に入った現行17$$times$$17PWR、及び8$$times$$8PWR燃料につき初期起動時での燃料中心温度の評価を行なった結果である。解析は初期製造ギャップ及び棒内充填純ヘリウム加圧量を数種類にかえた時の、燃料棒の中心温度の照射下ふるまいを運転出力に対して行なった。本報の特色は現在実用炉にて使用されている現行標準及び1部改良国産燃料体(PWR9本、BWR6本)に対し、それらの照射下に於ける熱的ふるまいの解析を目的として、燃料中心温度及び棒内プレナム部ガス圧力等を棒の運転出力に対して経時的に再現性良く求めた点にある。データには一般性があり得た結果はそのまま実用炉の燃料棒にも適用できるところが多い。

報告書

多目的高温ガス実験炉設計における安全評価用事故の確率論的選定に関する検討

鈴木 勝男

JAERI-M 8736, 151 Pages, 1980/03

JAERI-M-8736.pdf:3.68MB

本報告書は多目的高温ガス実験炉の設計における確率論的手法に基づく安全評価用事故選定に関する検討結果を述べるものである。9個の初期事象に基づき、その事故シーケンスをイベント・ツリを用いて分析し、各ブランチの発生確率とその事故シ-ケンスに従った放射能放出量を解析してリスク・プロット線図に図示した。この図から相対的リスクの大きいものを安全評価用事故として選定した。その結果、原子炉格納容器内への放射能放出に関わる事故として、1次冷却系大破断事故、1次冷却系小規模漏洩事故、地震およびスタンドパイプ破断事故から生ずる事故シーケンスが、一方、格納容器外への放射能放出を伴なう事故としては、2次系配管大破断事故から展開する事故シーケンスがそれぞれ安全評価用事故として確率論的に選定された。

報告書

プログラムFREG-3を使用したIFA-224燃料中心温度測定結果の解析

原山 泰雄; 泉 文男

JAERI-M 6878, 29 Pages, 1977/01

JAERI-M-6878.pdf:0.78MB

プログラムFREG-3の確証の為、ハルデン計装燃料IFA-224の中心温度測定結果とFREG-3の計算結果の比較を行なった。その結果、FREG-3の計算結果は、測定値のペレット中心温度よりも一般的にやや高い中心温度を与えることが分った。このことは、蓄積熱量の評価に必要な温度分布としてFREG-3の計算結果の使用は安全側になることを意味する。

口頭

Introduction of research and development regarding treatment technology for TEPCO's Fukushima Daiichi NPS accident waste

加藤 潤; 谷口 拓海; 大杉 武史; 中澤 修; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所事故により発生した汚染水処理二次廃棄物は多種多様かつこれまでに処理実績のない性状を持つ。2017年度までに、放射性廃棄物処理に適用実績のある固化技術について、汚染水処理二次廃棄物に対する適用性評価に向けた課題が抽出された。本報告では、抽出された課題解決のための研究開発について紹介する。

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