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小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 長澤 一嘉*; 栗原 成計; 田中 正暁
JAEA-Research 2022-009, 125 Pages, 2023/01
JAEA-Research-2022-009.pdf:29.22MB
先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計研究が日本原子力研究開発機構で実施されてきた。炉心出口部では、燃料集合体からの高温ナトリウムが制御棒チャンネルや径ブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合するために温度変動が生じる。この温度変動によって、炉心上部に位置する炉内構造物の底部周辺に高サイクルの熱疲労が引き起こされる可能性がある。このため、先進ループ型ナトリウム冷却炉の上部プレナムを1/3スケール60度セクタで模擬した試験体を使用した水実験を実施し、炉内構造物の下部で発生する大きな温度変動への対策を検討した。本報告では、炉内構造物下部で発生する温度変動を緩和させる対策構造の効果について確認するとともに、対策構造のRe数依存性や制御棒表面における温度変動の特徴など、得られた知見についてまとめた。
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁
保全学, 20(3), p.97 - 101, 2021/10
日本原子力研究開発機構が設計してきた先進ナトリウム冷却高速炉(Advanced-SFR)の炉内構造物の下部で発生するサーマルストライピング現象に焦点をあて、A-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用し、UIS下部周辺の有意な温度変動に対する対策構造を確認するための水試験を実施してきた。前回の論文では、制御棒チャンネル周辺の温度変動を緩和させるための対策の効果を報告した。本論文では、同じ試験体を使用した水実験を行って、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動の特性を取得した。また、炉心計装支持板(CIP)の形状を変更し、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動を緩和する効果が高いことを確認した。
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁
保全学, 20(3), p.89 - 96, 2021/10
先進的なナトリウム冷却高速炉の炉内構造物(UIS)の底部板において、燃料集合体からの高温のナトリウムが制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温のナトリウムと混合する。炉心出口と低温チャンネル間の異なる流体温度の混合によって発生する温度変動は、UIS下部周辺の構造物に対して、高サイクル熱疲労の原因となる可能性がある。このため、Advanced-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用して、UIS下部周辺で発生する有意な温度変動に対する対策を試験する水流動試験を行った。その結果、温度変動強度を緩和する対策の効果が確認された。
秋田 貢一; 柴原 正和*; 生島 一樹*; 西川 聡*; 古川 敬*; 鈴木 裕士; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Vladimir, L.*
溶接学会論文集(インターネット), 35(2), p.112s - 116s, 2017/06
Residual stresses near the weld metal of the joints before and after a thermal cycle were measured using a reactor based neutron diffraction technique in room temperature. In-situ residual stress measurements were performed on the plate type sample using a pulsed neutron diffraction technique under thermal cycles. Residual stress behaviors of the samples were examined also by the idealized explicit FEM (IEFEM), which agreed well with the experimental results of the residual stress behaviors during thermal cycles. Thermal stresses were induced near the weld metal by the difference of the linear expansion coefficients of the dissimilar base metals. Since the thermal stress exceeded the yield stress of the material during the first heating process, the residual stresses near the weld metal were redistributed and a part of the residual stress was relaxed.
阿部 仁; 真崎 智郎; 天野 祐希; 内山 軍蔵
JAEA-Research 2014-022, 12 Pages, 2014/11
JAEA-Research-2014-022.pdf:1.03MB
再処理施設における高レベル濃縮廃液の沸騰乾固事故時の安全性評価に資するため、揮発性の観点から公衆への影響が大きいと考えられるRuの放出挙動を検討した。Ruは、主に廃液の乾固の進行に伴って気相中へ放出されることが報告されている。本研究では、廃液の乾固段階におけるRuの放出挙動を把握するため、乾固物中に存在すると予想されるRu硝酸塩の熱分解に伴うRuの放出割合を測定するとともにRuの放出速度定数を導出した。この放出速度定数を用いてRu硝酸塩の昇温に伴うRuの放出速度を計算したところ、模擬廃液を加熱したビーカースケール実験で得られたRuの放出挙動を矛盾なく再現できることを確認した。
金子 哲治; 塚谷 一郎; 木内 清
JAERI-Tech 2004-035, 18 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-035.pdf:0.81MB
低減速軽水炉用燃料は、高転換比と高燃焼度化を同時に達成するために、MOX燃料とUO
ブランケットの各ペレット燃料域の積層構造を有している。当該燃料棒は、現用ABWR燃料と比較して、長手方向における不均一な線出力密度分布に伴う熱応力が加わることが特徴である。そのためMOX燃料とUOブランケットに起因した異なる温度分布を持った被覆管の局所的変形挙動の評価が最も重要となる。そのような力学的特性評価試験法として、短尺の被覆管試験片を用いて、実用条件で想定される当該燃料棒の一段の積層部における2軸応力下での熱疲労挙動が再現できる力学的特性評価試験装置を設計した。本装置は、温度分布制御用加熱部,軸方向疲労要素負荷用低サイクル疲労制御部及び内圧疲労要素用の内圧負荷部から構成され、局所的な変形挙動が高精度で測定できる。また、本装置により、炉の起動停止や制御等の運転モードが関係した負荷変動,燃料棒の拘束条件,燃焼度に伴うFP内圧変化の試験を行うことが可能である。
笠原 清司; Hwang, G.*; 中島 隼人; Choi, H.*; 小貫 薫; 野村 幹弘
Journal of Chemical Engineering of Japan, 36(7), p.887 - 899, 2003/07
被引用回数：70 パーセンタイル：88.20(Engineering, Chemical)熱化学的水素製造プロセスであるISプロセスについて熱効率に対する操作条件の影響を評価した。HI濃縮に電気透析(EED)セル,HIの分解反応にメンブレンリアクターを適用した。4つの操作条件(HI分解反応器の転化率,HI蒸留塔の還流比,HI蒸留塔の圧力,及びEEDセル直後のHI濃度)の感度解析を行った。EEDセル直後HI濃度が熱効率に最も大きい影響があり、熱効率が13.3%変動した。他の操作条件の熱効率への影響は2%以下であった。プロセスの非理想性(EEDセルの電気エネルギーロス,熱交換器のロス,及び排熱からの電力回収におけるロス)の影響が評価された。EEDセルのロスによる熱効率の損失は11.4%だった。熱交換器のロスによって熱効率は5.7%減少した。電力回収のロスは6.3%効率を低下させた。装置が改良された後には、最大の熱効率を得るためにEEDセル直後HI濃度のような操作条件を最適化すべきである。EEDセル,熱交換器及び排熱回収を理想的に行った条件の下では、操作条件を最適化したプロセスの熱効率は56.8%であった。
足利谷 好信; 吉野 敏明; 安 和寿; 黒沢 義昭; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-094, 80 Pages, 2002/12
JAERI-Tech-2002-094.pdf:12.8MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格運転モード9MW(単独・並列運転),定格運転及び高温試験運転モードの20MW(単独・並列運転)の出力上昇試験に続いて平成13年10月20日から定格運転モード(原子炉出口温度850
),定格熱出力30MWの出力上昇試験(単独・並列運転)を実施し、平成14年3月11日に無事終了した。本報は、定格運転モード30MW出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。定格運転モード30MW出力上昇試験の放射線モニタリング結果、原子炉運転中に作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の有意な放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、平成14年5月20日~平成14年7月6日に実施した第1サイクル運転時の放射線モニタリングデータについても一部掲載した。
江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.144 - 148, 2002/12
被引用回数：14 パーセンタイル：64.41(Materials Science, Multidisciplinary)非破壊検査(NDE)手法の確立は核融合装置のプラズマ対向機器(PFC)開発において重要な課題の一つである。特に、CFCタイルが銅冷却管にロウ付けされているダイバータの接合部のNDEは接合法の品質と信頼性を確保するうえで、その手法を早急に確立する必要がある。検査コストの観点から、赤外熱画像と超音波探針によるNDEが有望である。本研究では、これらの手法をCFCタイルと銅冷却管の接合体に適用し接合欠陥の検査能力及び検出された接合欠陥が熱サイクル中の進展の有無を調べた。接合体には、数種類の大きさの模擬接合欠陥が導入されている。超音波探針法では、冷却管に挿入したプローブで内側から接合面を検査した。また、赤外熱画像法では、温水と冷水を交互に接合体に供給し、CFC表面温度の過渡変化の時定数と数値解析結果と比較することで、接合欠陥の大きさを評価した。NDE後の接合体を用いて、ITER定常熱負荷条件下(
・30秒)において、1000回以上の熱サイクル試験を行った。熱サイクル試験中のCFC表面温度はほぼ一定を示しており、熱サイクルによる初期欠陥の進展は観察されなかった。また、加熱中のCFC表面温度の最大値は、NDEで評価した欠陥の大きさを仮定した数値解析結果とほぼ一致しており、NDE結果の妥当性を示すことができた。
柳 義彦*; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 秋場 真人
JAERI-Tech 2002-046, 45 Pages, 2002/05
JAERI-Tech-2002-046.pdf:2.61MB
ITER増殖ブランケットにおいて熱サイクルで誘起されるペブル充填層と増殖管との熱機械的相互作用を評価するため、模擬試験体を製作し熱サイクル試験を実施した。ペブル充填層の熱挙動は、ぺブル間ですべりを生じるなどの粒子充填層での複雑な機械挙動により、解析で予測するのは困難である。そのため、実機ITER のBIT(Breeder Inside Tube)設計を模擬した試験体を設計し、熱サイクルによる構造健全性を実証した。増殖材としてLiTiO
ぺブルを増殖管に充填し、中性子増倍材であるBe の模擬材としてAl ペブルを用いた。加熱試験では、増殖管の中心に配したヒータにて、増殖材LiTiOを加熱し外部を常温の水で冷却し、増殖材の温度はヒータの出力で制御した。昇温、降温を繰り返す熱サイクル試験の後、X 線-CT 装置を用いて試験体の断層寸法を観察した。試験の結果、ヒータの最高温度600
Cで5 回の熱サイクル試験後においても充填率の顕著な変化は観察されなかった。また、管の膨れやペブルの割れも観察されなかった。以上の結果から、増殖管と増殖ペブル充填層の熱サイクルに対する機械的健全性を確認した。
黒澤 正義; 内藤 俶孝; 須山 賢也; 板原 國幸*; 鈴木 勝男*; 濱田 紘司*
日本原子力学会誌, 40(6), p.486 - 494, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)日本の原子力開発利用長期計画によると、六ヶ所再処理工場の操業開始は2000年過ぎ、民間第2再処理工場の方針決定が2010年頃とされている。国内処理能力とのバランスを考えると、使用済燃料の貯蔵が増大すると予想される。そこで、使用済燃料の冷却期間の延長がプルサーマル燃料サイクルに与える効果を検討することとした。このため、日本の典型的なPWR燃料について燃焼計算を行うとともに、MOX燃料を用いたプルサーマル炉心の燃焼及び臨界計算を行って、再処理施設の臨界安全やしゃへい設計及びMOX燃料炉心の寿命などに与える影響を評価した。プルトニウム有効利用の点から使用済燃料貯蔵期間は短い方が望ましいと考えられてきたが、本検討の結果、使用済燃料貯蔵期間を30年に延長すると、燃料サイクルの安全性、経済性に多くの利点が期待できる上、プルトニウム有効利用の点でもほとんど不利益のないことが分かった。
下村 寛昭
JAERI-Research 96-034, 73 Pages, 1996/06
JAERI-Research-96-034.pdf:2.47MB
高温ガス炉の利点を活かし得る原子力ガスタービンの技術的課題を明確にするため、閉サイクル・ヘリウムガスタービンと開放サイクルガスタービンとの相違点について検討するとともに、閉サイクルガスタービンの基本的問題、出力と熱効率について考察した。次に、熱交換器類を中心とする圧力損失がガスタービンの主要要素である圧縮機及びタービンの断熱効率に及ぼす影響を検討し、これによる出力と熱効率の低下について計算例を挙げて説明した。さらに、ヘリウムタービンの比速度がもたらす設計諸元及び取り扱いの困難性等に対する種々の問題点を指摘し、これらの妥当性をドイツのヘリウムタービン運転実績によって証明した。最後に、ヘリウム閉サイクルガスタービンの困難を克服し、高温ガス炉との結合を成功させるために必要な基本的課題とその解決のための概念的方策を示した。
鈴木 哲; 秋場 真人; 荒木 政則; 佐藤 和義; 横山 堅二; 大楽 正幸
Journal of Nuclear Materials, 212-215(1), p.1365 - 1369, 1994/09
次期核融合装置用ダイバータ板開発の一環として、サドル型ダイバータ模擬試験体を開発し、加熱実験を行った。本報告は定常熱負荷20MW/m
における熱サイクル実験及び有限要素解析によるダイバータ模擬試験体の寿命評価に関するものである。熱サイクル実験では、電子ビームによる定常熱負荷を1000サイクルにわたって与えたが、試験体には除熱性能の劣化は観察されず、実験後のSEM観察においても繰返し熱負荷による損傷は認められなかった。この実験を模擬した弾塑性熱応力解析を実施した結果、本試験体は20MW/mの熱負荷に対し、60000回以上の疲労寿命を有すると判断され、ITERのCDAにおけるダイバータ板の設計熱負荷・設計寿命に対して十分な性能を持つことが確認された。
鈴木 哲; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 伊勢 英夫*; 横山 堅二
JAERI-M 91-085, 20 Pages, 1991/05
核融合実験炉用第1壁は定常熱負荷に耐えるため、強制冷却構造をもつことが要求される。そこで矩形冷却チャンネルをもつ放射冷却型・伝導冷却型第1壁模擬試験体に対して、電子ビームによる熱サイクル実験を実施した。この結果、核融合実験炉第1壁の一般熱負荷部を模擬した熱サイクル実験においては、放射冷却型試験体、伝導冷却型試験体のどちらにも健全性をそこなうような損傷は認められなかった。しかし、第1壁高熱負荷部を模擬した熱サイクル実験においては、放射冷却型第1壁模擬試験体のアーマタイル支持用のスリーブが溶融した。このため、今回の実験に用いた試験体は健全性を維持することができず、支持構造に改善の必要があることが判明した。
鈴木 哲; 秋場 真人; 荒木 政則; 関 昌弘; 伊勢 英夫*; 小澤 義弘*; 立川 信夫*; 豊田 夏彦*; 山崎 誠一郎*
Proc. of the 2nd Japan Int. SAMPE Symp. on Advanced Materials for Future Industries,Needs and Seeds, p.1176 - 1182, 1991/00
次期大型装置(ITER/FER)用ダイバータ板開発の一環として、ダイバータ模擬試験体を製作し、JEBISで熱サイクル実験を行った結果を報告する。今回製作した試験体はCFC(炭素繊維強化炭素複合材)材料のアーマタイルを備えたヒートシンク型で、冷却管にはねじりテープを挿入したスワール管を採用している。この試験体に対して、定常熱負荷10MW/mのビームを繰り返し照射する熱サイクル実験を行い、アーマタイルと銅ヒートシンクの接合部の健全性を評価すると共に、スワール管の熱伝達性能を評価した。この結果、1000回を越える熱サイクルに対し、接合部はき裂の発生や剥離もなく健全性を保った。さらに、数値解析と実験を比較した結果、今回採用したスワール管は、ねじりテープをもたない冷却管の約2倍の熱伝達性能を有することが確認された。
中村 和幸
JAERI-M 85-204, 7 Pages, 1985/12
モリブデン基板上に反応性蒸着法で被覆した種々の組成のTiC被膜の密着性を、赤外線で繰返し加熱して調べた。その結果、1に近い組成比の膜の密着性が最も優れていることがわかった。なお、反応性蒸着法はJT-60その場コーティングに適用されるTiCの被覆方法である。
熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 86, p.219 - 239, 1985/00
被引用回数：3 パーセンタイル：37.16(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置は、LOCA/ECCS総合実験のための電気加熱炉心を有するBWRの1/424の装置である。HPCS故障の再循環ポンプ吸込側5%破断実験が行われた。チャンネルボックス壁に面する周辺の燃料棒は、LPCS作動以前に、CCFL Break-Down により上部プレナムから落下する水により炉心上部で一時的にリウェットしやすく、他の中心の燃料棒は、LPCI作動後 Bottom-Up クエンチのみによってクエンチする傾向が見られた。従って、高出力燃料棒は周辺に位置しているが、このLPCS作動以前のCCFL Break-Down による一時的なリウェットによりPCT(最高被覆管温度)はおさえられる傾向が見られた。また、ROSA-III 5%破断実験と対応するBWR LOCAがRELAP5/MOD1(Cycle018)コードにより解析された。ROSA-III小破断実験とBWR小破断LOCAの相似性が解析結果の比較により確認された。
田中 勲; 伊藤 治彦; 小森 芳広; 佐藤 利美*
共和技報, 309, p.2195 - 2197, 1983/00
OGL-1高温構造物挙動測定装置は、原子炉運転中に高温配管等の構造物に装着した高温ひずみ計の出力変化を連続的に計測し、その挙動を把握することを目的として開発が進められている。本報告は、溶接型高温ひずみ計の高温での安定性を評価するために、500C、約5000時間の長期ドリフト試験、室温と500C
20回の熱サイクル試験、ひずみ計を直管及びT字管に取付けて実施したクリープ追従性試験及び500Cで10
回実施したひずみ計疲労寿命試験の結果について述べたものである。試験の結果、供試した高温ひずみ計は500Cにおいて、使用時間が3000~4000時間であれば安定して供用できることがわかった。
東稔 達三
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(6), p.453 - 456, 1979/00
被引用回数：1駆動型D-Tプラズマの熱的不安定域の特性を明らかにすると共に、プラズマ粒子の閉込め時間及びリサイクリングが安定域に及ぼす効果を明らかにした。
新藤 雅美; 鈴木 富男; 近藤 達男
Proc.of 2nd Japan-US HTGR Safety Technology Seminar,Material Properties and Design Method Session, 11 Pages, 1978/00
HTR近似ヘリウム中で熱サイクル腐食試験を行い、はく離被膜の組織変化とはく離が生じている時の酸化速度を求めた。試験に用いた材料は通常のハステロイ-Xと微量元素を調整した2種のハステロイ-XRの合計3種である。Mn,Siを適量含み、Al,Coを極力すくなくすることによりはく離を少なくし(安定な被膜が形成される)一次冷却系の放射能汚染を減少させることができる。また今回の実験では表面酸化膜のはく離そのものは酸化速度に影響を与えないことがわかった。
田中 勲; 伊藤 治彦; 青山 芳夫*; 二松 敬治*
JAERI-M 6799, 37 Pages, 1976/11
アルミニウム外筒計器キャプセルを実用化するにあたって、アルミニウムとステンレス鋼の接合部の強度評価を行なった。今回の試験は、「アルミニウム外筒計器キャプセルの開発」(JAERI-M5899)に引き続くものである。A1100-0とSUS-304の摩擦圧接管の接合部に、原子炉内の状態を模擬した温度勾配を与え、50回の熱サイクル試験を実施した。温度勾配は接合管をガンマ発熱率約10w/gの原子炉内に装荷した時、管の自己発熱によって生ずる値を、管の内側に電気ヒ-タを装荷して与えた。熱サイクルを実施したサンプルについて寸法検査、ヘリウムリーク試験、引張試験、水圧バースト試験および金相試験を実施し、熱サイクル試験を 実施しないサンプルと比較した。その結果、両者で特に有意な差は見られなかった。本実験により、アルミニウムをJMTRの計測キャプセルの外筒に使用できるとの結論が得られた。本報告書は、この試験結果を纏めたものである。
