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論文

鉄筋コンクリート耐震壁に対する等価線形解析の適用性検討; 原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法シミュレーション解析

市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 堀口 朋裕*; 崔 炳賢

日本原子力学会和文論文誌, 21(1), p.1 - 14, 2022/03

本研究は、鉄筋コンクリート構造物の非線形性の影響を近似的に等価線形解析手法による地震応答解析で評価することを目的に、1996年にOECD/NEAによる国際解析コンペで使用された原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法によるシミュレーション解析を実施した。耐震壁の等価剛性及び等価減衰は、日本電気協会が提案するトリリニア型スケルトンカーブ、Cheng et al.が提案する履歴曲線より求め、せん断ひずみ調整ファクターは感度解析より0.70に決定した。その結果、せん断ひずみ$$gamma$$=2.0$$times$$10$$^{-3}$$程度までの試験体上部の卓越振動数,最大応答加速度,最大応答変位,慣性力-変位関係,床応答スペクトルを良く再現できることを明らかにした。本報における等価線形解析は、$$gamma$$=4.0$$times$$10$$^{-3}$$程度の終局破壊時の最大応答変位を過小評価している。このため、破壊直前の急激な変位の増大を含む試験結果の評価に本手法を適用する場合は、その適用性に十分留意する必要がある。

論文

多様な原子燃料の概念と基礎設計,5; 高温ガス炉と溶融塩炉の燃料

植田 祥平; 佐々木 孔英; 有田 裕二*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(8), p.615 - 620, 2021/08

日本原子力学会誌の連載講座「多様な原子燃料の概念と基礎設計」の第5回として「高温ガス炉と溶融塩炉の燃料」の題目で解説を行う。高温ガス炉の燃料である被覆燃料粒子は、高温ガス炉の高温の熱供給や優れた固有の安全性を支える鍵となる技術の一つである。本稿では高温ガス炉燃料の設計,製造技術,照射性能,実用化並びに高度化開発について述べる。一方、溶融塩炉で用いる溶融塩燃料は燃料自体が液体という特殊なものである。安全性や事故時の環境への影響など優れた性能が期待されているが、まだまだ明らかにすべき課題も多い。その現状について概説する。

論文

Evaluation of brittle crack arrest toughness for highly-irradiated reactor pressure vessel steels

岩田 景子; 端 邦樹; 飛田 徹; 廣田 貴俊*; 高見澤 悠; 知見 康弘; 西山 裕孝

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

The crack arrest fracture toughness, K$$_{Ia}$$, values for highly-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels are estimated according to a linear relationship between crack arrest toughness reference temperature, T$$_{KIa}$$, and the temperature corresponding to a fixed arrest load, equal to 4 kN, T$$_{Fa4kN}$$, obtained by instrumented Charpy impact test. The relationship between T$$_{KIa}$$ derived from the instrumented Chrapy impact test and fracture toughness reference temperature, T$$_{o}$$, was expressed as an equation proposed in a previous report. The coefficients in the equation could be fine-tuned to obtain a better fitting curve using the present experimental data and previous K$$_{Ia}$$ data. The K$$_{Ia}$$ curve for RPV;A533B class1 steels irradiated up to 1.3$$times$$10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$ (E $$>$$ 1 MeV) was compared with a K$$_{IR}$$ curve defined in JEAC4206-2016. It was shown that the K$$_{IR}$$ curve was always lower than the 1%ile curve of K$$_{Ia}$$ for these irradiated RPV steels. This result indicates that the conservativeness of the method defined in JEAC4206-2016 to evaluate K$$_{Ia}$$ using K$$_{IR}$$ curve is confirmed for highly-irradiated RPV steels.

論文

Feasibility study on tritium recoil barrier for neutron reflectors of research and test reactors

Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; Ho, H. Q.; 坂本 直樹*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

Fusion Engineering and Design, 164, p.112181_1 - 112181_5, 2021/03

JMTRとJRR-3Mの運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、ベリリウム中性子反射体の二段核反応による$$^{6}$$Li(n$$_{t}$$,$$alpha$$)$$^{3}$$Hで生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。この結果から、一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためには、ベリリウム中性子反射体の表面積を小さくするか、他の材料で反跳トリチウムを遮蔽する必要がある。本報告では、ベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材の概念検討として、Al, Ti, V, Ni, Zr等の多様な材料を候補材として、障壁厚み、長期運転後の放射能、反応度への影響を評価した。この結果、Alがベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材として適した候補材になり得るとの結果を得た。

論文

Evaluation of tritium release into primary coolant for research and testing reactors

Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.1 - 8, 2021/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

ベリリウム反射体を有するJMTRとJRR-3の一次冷却水へのトリチウム放出源と放出機構について評価した。この結果、トリチウム放出は$$^{9}$$Beの二段核反応によるものがほとんどであり、計算結果は一次冷却水のトリチウム測定の誤差範囲で良く一致した。また、ベリリウム反射体からの反跳放出を用いた簡易計算法は、ベリリウム反射体を有する試験研究炉の一次冷却水へのトリチウム放出量を予測する上で有用であることが明らかとなった。

論文

Irradiation growth behavior of improved Zr-based alloys for fuel cladding

天谷 政樹; 垣内 一雄; 三原 武

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.1048 - 1056, 2019/09

New fuel cladding alloys of which composition was changed from conventional ones have been developed by nuclear fuel vendors and utilities. Since the irradiation growth of fuel cladding is one of the most important parameters which determine the dimensional stability of fuel rod and/or fuel assembly during normal operation, the irradiation growth behavior of the improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding was investigated. The coupon specimens were prepared from fuel cladding tubes with various kinds of improved Zr-based alloys. The specimens were loaded into test rigs and had been irradiated in the Halden reactor in Norway under several coolant temperature conditions up to a fast-neutron fluence of $$sim$$7.8$$times$$10$$^{21}$$ (n/cm$$^{2}$$, E $$>$$ 1 MeV). Irradiation conditions such as specimen temperatures had been continuously monitored during the irradiation. During and after the irradiation, the amount of irradiation growth of each specimen was evaluated as a part of the interim and final inspections. The effect of the difference in alloy composition on the amount of irradiation growth seemed insignificant if the other conditions e.g. the final heat treatment condition at fabrication and the irradiation temperature were the same.

論文

Uncertainty analysis of ROSA/LSTF test by RELAP5 code and PKL counterpart test concerning PWR hot leg break LOCAs

竹田 武司; 大津 巌

Nuclear Engineering and Technology, 50(6), p.829 - 841, 2018/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:72.04(Nuclear Science & Technology)

An experiment was conducted for OECD/NEA ROSA-2 Project using LSTF, which simulated 17% hot leg intermediate-break LOCA in PWR. Core uncovery started simultaneously with liquid level drop in crossover leg downflow-side before loop seal clearing, and water remaining occurred on upper core plate. Results of uncertainty analysis with RELAP5/MOD3.3 code clarified influences of combination of multiple uncertain parameters on peak cladding temperature within defined uncertain ranges. An experiment was performed for OECD/NEA PKL-3 Project with PKL. The LSTF test simulated PWR 1% hot leg small-break LOCA with steam generator secondary-side depressurization as accident management measure and nitrogen gas inflow. Some discrepancies appeared between the LSTF and PKL test results for primary pressure, core collapsed liquid level, and cladding surface temperature probably due to effects of differences between LSTF and PKL in configuration, geometry, and volumetric size.

報告書

STACY(定常臨界実験装置)施設の更新に係るモックアップ試験(給排水システムの性能確認)

関 真和; 前川 知之; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2017-038, 52 Pages, 2018/03

JAEA-Technology-2017-038.pdf:4.6MB

日本原子力研究開発機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置(STACY更新炉)」に更新する計画を進めている。これまでのSTACYは、炉心タンクへ供給する溶液燃料の体積を調整する液位制御方式を採用していたが、STACY更新炉は、炉心タンクへ減速材の給水量を調整する水位制御方式を採用する。この水位制御について、これまでに行った基本設計の妥当性を検証するため、実機とほぼ同一構造の設備・機器を用いた給排水系モックアップ試験装置を製作した。モックアップ試験では、最大給水流量の制限、給水流量の調整、給水停止等の性能確認を行った。本書では、STACY更新炉給排水系のモックアップ試験の結果について報告する。

報告書

Verification of alternative dew point hygrometer for CV-LRT in MONJU; Short- and long-term verification for capacitance-type dew point hygrometer (Translated document)

市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*

JAEA-Research 2017-001, 40 Pages, 2017/03

JAEA-Research-2017-001.pdf:5.19MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件:空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい試験規定」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度:$$pm$$2.04$$^{circ}$$C)を長期間にわたり有することを確認した。

論文

原子力プラントの地震応答解析と可視化

中島 憲宏; 西田 明美; 宮村 浩子; 飯垣 和彦; 沢 和弘

可視化情報学会誌(USB Flash Drive), 36(Suppl.2), 4 Pages, 2016/10

組立構造を意識した有限要素解析により、原子力プラント全体での俯瞰的な耐震裕度評価と各部ごとの詳細な評価技術を実現する手段として、FIESTA(Finite element analysis for structure of assembly)と呼ぶコードを開発するとともに、組立構造解析技術の研究を進めている。本報では、観測値と計算解の照合を具体事例で例証した結果の可視化技術について報告する。地震波としては、震源地でマグニチュード5以上の7波を使い、「京」コンピュータにより地震応答解析を実施した。結合部を有する複雑構造物である原子力プラントの振動解析/耐震性評価過程を、Visual Analytics手法により実施した内容について報告する。これにより「組立構造解析」で耐震性評価に不可欠な計算結果の「確かさ」を向上する方法論をVisual Analytics手法により提案できた。

報告書

Proceedings of the 2015 Symposium on Nuclear Data; November 19-20, 2015, Ibaraki Quantum Beam Research Center, Tokai-mura, Ibaraki, Japan

岩本 修; 佐波 俊哉*; 国枝 賢; 小浦 寛之; 中村 詔司

JAEA-Conf 2016-004, 247 Pages, 2016/09

JAEA-Conf-2016-004.pdf:26.48MB

2015年度核データ研究会は、2015年11月19日$$sim$$20日に、茨城県東海村のいばらき量子ビーム研究センターにて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センターと原子力学会北関東支部が共催した。今回、チュートリアルとして「少数多体系理論の最近の話題」、「核データ共分散の利用法2015」の2件を、講演・議論のセッションとして「最近の話題」、「AIMACプロジェクトの進捗」、「JENDL評価ファイルの現状」、「核データの応用」の4件を企画・実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、評価、ベンチマーク、応用など、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は99名で、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告書は、本研究会における口頭発表13件、ポスター33件の論文をまとめている。

報告書

Proceedings of the 2014 Symposium on Nuclear Data; November 27-28, 2014, Conference hall, Hokkaido University, Sapporo Japan

合川 正幸*; 岩本 修; 江幡 修一郎*; 国枝 賢; 中村 詔司; 小浦 寛之

JAEA-Conf 2015-003, 332 Pages, 2016/03

JAEA-Conf-2015-003.pdf:30.22MB

2014年度核データ研究会は、2014年11月27日$$sim$$28日に、北海道札幌市の北海道大学学術交流会館にて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会、日本原子力学会北海道支部、北海道大学大学院理学研究院原子核反応データベース研究開発センターが主催、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センターが共催した。今回、チュートリアルとして「長寿命核分裂生成物の核変換データとその戦略」、「がん放射線治療に必要な物理と核データ」の2件を、講演・議論のセッションとして「核データコミュニティーが望む中性子飛行時間法測定装置」、「最近のトピックス」、「核データの利用」、「核理論と核データ」の4件を企画・実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、評価、ベンチマーク、応用など、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は88名で、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告書は、本研究会におけるチュートリアル2件、口頭発表16件、ポスター44件の論文をまとめてある。

論文

Fracture toughness evaluation of reactor pressure vessel steels by master curve method using miniature compact tension specimens

飛田 徹; 西山 裕孝; 大津 拓与; 宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051405_1 - 051405_8, 2015/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:42.22(Engineering, Mechanical)

ミニチュアコンパクトテンション(0.16T-CT)試験片のマスターカーブ法による破壊靭性評価への適用性を明らかにするため、0.16インチから1インチまでの板厚・形状の異なる数種類の試験片(0.16T-CT, PCCv, 0.4T-CT, 1T-CT)を用いて破壊靱性試験を行った。不純物含有量、靱性レベルが異なる5種類の原子炉圧力容器鋼に対して、0.16T-CTを用いて評価した破壊靱性参照温度($$T_{o}$$)は、1T-CTその他板厚の試験片と良い一致を示した。また、1インチ相当に補正した0.16T-CT試験片の破壊靭性値のばらつきの大きさ及び負荷速度依存性も同等であった。さらに、0.16T-CT試験片を用いて$$T_{o}$$を評価する場合の最適な試験温度に関し、シャルピー遷移温度を元にした設定法について提案を行った。

論文

Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool

Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; De Rosa, F.*; D'Auria, F.*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4921 - 4934, 2015/08

The phenomenological analyses and thermal hydraulic characterization of a nuclear reactor are the basis for its design and safety evaluation. Scaled down tests of Integral Effect Test (IET) and Separate Effect Test (SET) are feasible to develop database. Though several scaling methods such as Power/Volume, Three level scaling and H2TS have been developed and applied to the IET and SET design, direct extrapolation of the data to prototype is in general difficult due to unavoidable scaling distortions. Constraints in construction and funding for test facility demand that a scaling compromise is inevitable further. Scaling approaches such as preservation of time, pressure and power etc. have to be adopted in the facility design. This paper analyzes some IET scaling approaches, starting from a brief analysis of the main characteristics of IETs and SETFs. Scaling approaches and their constraints in ROSA-III, FIST and PIPER-ONE facility are used to analyze their impact to the experimental prediction in Small Break LOCA counterpart tests. The liquid level behavior in the core are discussed for facility scaling-up limits.

論文

Numerical modeling assistance system in finite element analysis for the structure of an assembly

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄; 沢 和弘; 飯垣 和彦

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

数値解析結果の妥当性を推定する手段の一つを提案する。有限要素法による構造解析をスーパーコンピュータの並列計算機能を活用して実行し、解析結果の相違を分析するとともに、入力データである有限要素分割の粗密を変更した解析結果を分析し、数値計算的な確かさを推定するシステムを提案する。解析結果を表現する解析結果モデルの形成過程は、データベースで機能IDとその計算手順のリストによって記述する。解析モデルマネージャは、計算手順を記述したリストの順序によって、すなわち複数の数値計算手続きにより、シミュレーションを実行することで、目的とするシミュレーションの数値計算解を出力する。その結果、目的とするシミュレーション結果が複数生成されることから、これらの結果の相違を比較し分析することで、解の正確さを推定する。本論での数値実験は静解析と動解析で実施し、その正確さを判断するための必要な手続きを明らかにした。数値実験は、京を用いて行った。

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

Investigation of characteristics of natural circulation of water in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

高田 昌二; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 関 朝和; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

HTTRを使った炉心冷却喪失試験では、原子炉の固有の安全性を確認するとともに、自然現象によりより安全を確保できることを示すため、炉心に制御棒を挿入せず、また、VCSを停止させて原子炉の強制冷却を停止させる。試験では、VCSの熱反射板のついていない水冷管に、原子炉の安全上問題とはならないが、財産保護の観点から局所的な温度上昇が懸念された。非核加熱試験を通して、局所的な温度上昇点が確認され、最高使用温度よりは低いが運転上の管理制限値を超える可能性のあることが分かった。冷却水の自然循環による冷却効果は1$$^{circ}$$C以内であった。このため、再稼働後早期に試験を実施するための安全確実な試験方法を確立した。

論文

Experiments and validation analyses of HTTR on loss of forced cooling under 30% reactor power

高松 邦吉; 栃尾 大輔; 中川 繁昭; 高田 昌二; Yan, X.; 沢 和弘; 坂場 成昭; 國富 一彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1427 - 1443, 2014/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:65.28(Nuclear Science & Technology)

固有の安全性を持つ高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)において、強制冷却喪失事象を模擬した安全性実証試験を実施した。本論文では、冷却材流量が定格の45t/hから0t/hまで低下し、制御棒が炉心に挿入されず、原子炉出力制御系が作動しない条件における、原子炉出力9MWからの強制冷却喪失(LOFC)時の解析結果を示す。解析より緊急炉心停止系が作動しなくても、炉心の負の反応度フィードバック特性により、原子炉出力がすぐに崩壊熱レベルまで低下し、炉心構造材の高い熱容量により炉内の温度分布がゆっくり変化することを明らかにした。以上により高温ガス炉固有の安全性を示すことができた。

論文

Structural analysis for assembly by integrating parts

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 岡田 達夫*; 鶴田 理*; 沢 和弘; 飯垣 和彦

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07

機械製品は、その大小や複雑さによらず少なくとも二つ以上の部品から組立てられており、原子力発電所などは1000万以上の部品からなる構造物である。本論では、その構成部品を集積してアセンブリ構造の解析方法論について報告する。集積された部品を有限要素解析しようとすると、部品間の合わさる部分の有限要素分割数が合わず、節点や要素が不連続な状態となり、一般には連続体として計算ができなくなる。これを回避する方法として、六面体の有限要素を結合する技術を開発した。これにより従来の自動要素分割手法等でも困難であったアセンブリ構造物の有限要素解析を可能とした。

論文

The Integral experiment on beryllium with D-T neutrons for verification of tritium breeding

Verzilov, Y. M.; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 和田 政行*; Klix, A.*; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 82(1), p.1 - 9, 2007/01

 被引用回数:8 パーセンタイル:53.84(Nuclear Science & Technology)

増殖ブランケット核特性実験に使用するベリリウムの核的特性の検証を目的として、ベリリウム体系の積分ベンチマーク実験を原子力機構FNSで実施した。直径628mm,厚さ355mmの疑似円柱体系に14MeV中性子を照射し、体系内に埋め込んだ炭酸リチウムペレットのトリチウム生成率を液体シンシレーションカウンタ法で測定した。実験結果は、中性子モンテカルロコードMCNP-4Cで解析した。なお中性子輸送用核データとしてはFENDL/MC-2.0及びJENDL-3.2/3.3、リチウムの反応率用にはJENDLドジメトリファイル及びENDF/B-VIを使用した。どの核データを使用した計算も、実験値と誤差10%以内で一致し、ベリリウムの核的特性に大きな問題はないことを確認した。

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