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論文

先進的なナトリウム冷却高速炉の炉心出口部におけるサーマルストライピング現象に関する水流動試験,1; 制御棒周辺部の温度変動緩和対策の提案

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。

論文

先進的なナトリウム冷却高速炉の炉心出口部におけるサーマルストライピング現象に関する水流動試験,2; 径方向ブランケット燃料集合体周辺部の温度変動緩和対策の提案

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。

論文

Thermal fatigue test on dissimilar welded joint between Gr.91 and 304SS

若井 隆純; 小林 澄男; 加藤 章一; 安藤 勝訓; 高正 英樹*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

異材溶接継手構造モデルに対する熱疲労試験について述べる。JSFR設計においては、IHXとSGにフェライト-オーステナイト異材溶接継手が発生する。JSFRの機器では、クリープ疲労が最も重要な破損様式であるが、異材溶接技手に対するクリープ疲労強度評価法は確立されていない。評価法を開発し検証するためには、構造物試験が必要である。そこで、周方向に改良9Cr-1Mo鋼-SUS304の異材溶接継手を有する厚肉円筒に対する熱疲労試験を行った。これらの鋼種の熱膨張係数は大きく異なることから、中間にNi基合金がバタリング溶接された。試験後の解体検査で、SUS304側熱影響部と改良9Cr-1Mo鋼側熱影響部に深いき裂が観察された。SUS304母材表面には亀甲状のき裂が多数見られた。有限要素解析に基づく疲労損傷評価の結果、最大の疲労損傷はSUS304側熱影響部に発生すると評価された。また、SUS304母材部の疲労損傷も大きく評価された。これらの評価結果は、実験結果とよく一致する。しかし、改良9Cr-1Mo鋼側熱影響は、比較的小さい疲労損傷と評価されたにもかかわらず、深いき裂が観察された。この原因を究明するため、数値解析と金属組織観察を実施した。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of advanced sodium-cooled fast reactor; Influence of flow collector of backup CR guide tube

小林 順; 江連 俊樹; 田中 正暁; 上出 英樹

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2016/11

原子力機構は先進的なナトリウム冷却大型高速炉(SFR)の設計研究を実施してきた。燃料集合体からの高温のナトリウムは、制御棒チャンネルからの低温のナトリウムとUIS下部において混合する。炉心出口における流体の混合による温度変動はUIS下部における高サイクル熱疲労の原因となる。原子力機構はSFRのUIS下部における有意な温度変動に対する対策について水流動試験を実施してきた。一方、確実な炉停止のために自己作動型炉停止機構(SASS)が後備炉停止系制御棒に設置されている。後備系制御棒案内管にはSASSの信頼性向上のためにフローコレクタと呼ばれる流れの案内構造を有している。フローコレクタはUIS下部における温度変動に影響を与える可能性がある。本研究は、後備系チャンネル周辺の温度変動にフローコクレタが与える影響について調査したものである。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of Japan Sodium-cooled Fast Reactor; Countermeasures for significant temperature fluctuation generation

小林 順; 江連 俊樹; 上出 英樹; 大山 一弘*; 渡辺 収*

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

JSFRではコラム型の炉上部機構(UIS)が原子炉容器の上部プレナムに設置されている。UISの底部板(CIP)において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ブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合し、高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。我々は、制御棒集合体周辺における熱流動現象の把握やCIPにおける有意な温度変動の対策を得るために、原子炉上部プレナムモデルを使用した水流動試験を実施している。試験装置は原子炉上部プレナムの1/3スケールで60$$^{circ}$$セクタモデルである。実験によって、燃料集合体のハンドリングヘッドとCIP間の流体温度変動の特徴が計測され、流体の混合によって発生する有意な温度変動への対策が、ハンドリングヘッド出口からCIP下部表面との距離によって受ける影響について議論される。

論文

Key achievements in elementary R&D on water-cooled solid breeder blanket for ITER test blanket module in JAERI

鈴木 哲; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 廣瀬 貴規; 林 君夫; 谷川 尚; 落合 謙太郎; 西谷 健夫; 飛田 健次; 秋場 真人

Nuclear Fusion, 46(2), p.285 - 290, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:7.58(Physics, Fluids & Plasmas)

原研におけるITER用水冷固体増殖方式テストブランケット・モジュール(TBM)に関する要素技術開発の最新の成果について報告する。TBMの製作技術開発に関しては、低放射化フェライト鋼F82HのHIP成型時の結晶粒の粗大化対策として成形後の熱処理法を改善し、1150$$^{circ}$$Cでの均質化後に930$$^{circ}$$Cで焼きならしを行うことによって十分な細粒を得ることができた。第1壁アーマ接合技術開発に関しては、F82H基板にタングステンアーマを固相接合法の1つである熱間単軸圧縮を適用することにより、直接接合可能なことを明らかにした。また、F82H製第1壁試験体の熱疲労試験を行い、ITERダイバータと同様の疲労寿命評価法が適用可能であることを示した。一方、増殖材開発に関しては、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ペブルの圧縮荷重下における有効熱伝導率測定装置を開発し、その測定を実施した。原研におけるTBM開発は上記のような要素的な研究開発の進捗により、製作技術開発や設計データの取得が完了し、今後、工学規模の技術開発を展開する段階に到達した。

報告書

低減速軽水炉用燃料被覆管の力学的特性評価,1(受託研究)

金子 哲治; 塚谷 一郎; 木内 清

JAERI-Research 2005-005, 23 Pages, 2005/03

JAERI-Research-2005-005.pdf:1.65MB

低減速軽水炉の炉心は、高転換比と超高燃焼度を同時に達成するために、MOX燃料とUO$$_{2}$$ブランケットの各ペレット領域を多段に積層した燃料要素から構成される。その燃料要素の設計では、長手方向におけるトランジェントな熱出力分布に起因した局所的変形挙動の評価が重要となることから、実炉で想定される燃料被覆管の温度分布及び応力分布の数値解析を行い、局所的な変形挙動の評価試験条件を選定した。それをもとに、燃料被覆管の熱変形挙動評価試験装置の温度分布制御等の再現試験を行い、最適な実験条件を選定した。併せて、被覆管の熱変形挙動で想定される疲労及びクリープ及び熱物性等の基礎データを取得して、燃料被覆管の多軸応力場における力学的特性評価に必要となる試験・解析条件を整えた。

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

燃料被覆管の熱変形挙動評価試験技術の開発(受託研究)

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$$_{2}$$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$$_{2}$$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。

報告書

中性子散乱施設用液体金属ターゲットの構造評価,4; ターゲット容器ウィンドウ部の破壊力学的考察

石倉 修一*; 粉川 広行; 二川 正敏; 菊地 賢司; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2003-093, 55 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-093.pdf:5.41MB

中性子散乱施設用液体金属(水銀)ターゲットの開発における工学的課題を明らかにするために、3GeV/1MWのパルス状陽子ビームがクロスフロー型液体金属ターゲットに入射するときの定常熱応力と動的熱衝撃解析を行った。解析モデルは、実機構造を模擬した半円筒ウィンドウ型と平板ウィンドウ型の2種類の構造を対象とし、NMTC/JAMによる核破砕発熱計算結果をもとに、衝撃解析コードLS-DYNAを用いて解析した。その結果、動的熱衝撃により発生する応力は、最も厳しい環境にあるウィンドウ中心部で半円筒型よりも平板型の方が構造設計上有利であり、応力分類として2次応力的な性質を持つことがわかった。また、ターゲット主要部に発生する応力は曲げ応力,疲労強度ともにJISの基準を満足していることがわかった。ウィンドウ内面で水銀が負圧になりキャビテーションが発生し、ターゲット容器に損傷を与えることが実験により確認されたため、生成するピットとピット先端のき裂を対象に破壊力学的観点から評価した結果、ウィンドウ先端部では定常熱応力により圧縮応力場にあり、き裂は進展しないことがわかった。また、水銀ターゲットを設計するにあたり、今後必要となるキャビテーションの評価手法について整理した。

論文

Thermal fatigue experiment of the CuCrZr divertor mock-ups

佐藤 和義; 江里 幸一郎; 谷口 正樹; 鈴木 哲*; 秋場 真人

Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.55 - 58, 2001/06

ダイバータ板の熱疲労寿命評価を行うため、ダイバータ模擬試験体を製作し熱疲労試験を行った。試験体は、疲労破壊を容易に発生させるため、スリット付き無酸素銅製熱シンクをクロムジルコニウム銅製冷却管に接合した構造とした。ITER熱負荷条件20MW/m$$^{2}$$の熱疲労試験を実施した結果、2400回で熱疲労による水漏れが生じた。数値解析を実施したところ、水漏れが生じた箇所と同じ部分で最大ひずみが観測され、そのひずみ振幅は10%程度であることが明らかとなった。本結果をもとにマンソン・コフィン式で疲労寿命を予測したところ、疲労寿命は300回程度と予測され、同予測式の適用可能性を明らかにした。

論文

Thermal fatigue damage of the divertor plate

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 49-50, p.343 - 348, 2000/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.97(Nuclear Science & Technology)

サドル型及び平板型断面をもつダイバータ試験体の熱疲労実験について報告する。試験体の冷却管はアルミナ分散強化銅(DSCu)を使用しており、従来の無酸素銅製冷却管に比べ、強度に優れている。実験はITERダイバータ板の熱負荷条件を模擬して、熱負荷5MW/m$$^{2}$$の下でくり返し加熱を実施した。この結果、試験体の冷却管は約400サイクルの加熱で一部が破損し、冷却水の漏洩が認められた。SEMによる観察では、冷却管内外層にクラッドした無酸素銅皮膜には疲労破面に特有のストライエーションが認められたが、DSCu層には顕著な疲労の痕跡は観察されなかった。DSCu層の破面は無特徴であり、脆性的な破壊の様相が認められたため、冷却水バウンダリを構成する部材としてDSCuを使用するには、特に応力集中部の寿命評価に十分な注意を払う必要があることがわかった。

論文

Development of high heat flux components in JAERI

秋場 真人; 江里 幸一郎; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秦野 歳久

Proceedings of the 18th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE '99), p.381 - 384, 1999/10

原研における高熱負荷機器開発の現状について報告する。主な内容は以下の通りである。(1)実験炉規模の大型ダイバータ試験体を製作して、ITER熱負荷条件に耐えることを実証した。(2)低放射化鋼(F82H)を用いたパネルを開発して、原型炉で予想される5MW/m$$^{2}$$の熱負荷で熱疲労試験を実施し3,000回以上耐えることを確認した。(3)F82Hの限界熱流束試験を実施して、銅合金を用いた従来のダイバータ用冷却管とほぼ同じ性能が得られることを確認した。

論文

ITER materials R&D data bank

田中 茂; R.Matera*; G.Kalinin*; V.Barabash*; 毛利 憲介*

Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.478 - 485, 1999/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:29.64(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER真空容器内材器(ダイバータ、第一壁、ブランケット、真空容器等)構成材料に関係する工学R&Dで得られた膨大な実験生データを蓄積して、設計に有効利用するため、「ITER材料関連R&Dデータバンク」を構築した。ベリリウム、タングステン、炭素系材料、銅合金、ステンレス鋼等の単体材料の熱機械的特性(中性子照射効果含む)に加えて、これら材料間(Be/Cu,W/Cu,CFC/Cu,Cu/SS,Cu/Cu,SS/SS)の各種接合(ロウ付け、HIP、爆着、摩擦接合、プラズマスプレー等)の熱機械的特性(中性子照射効果含む)、さらにこれら接合法を用いて製作された水冷模擬試験体の高熱負荷繰返し疲労試験の結果を収録した。またプラズマ対向材料(Be,W,CFC)のプラズマ壁相互作用(スパッタリング及びディスラプション時熱負荷による損耗、水素同位体の吸蔵、放出)及び各種冷却管の限界熱流束に関する実験データも収録した。

論文

Development of divertor high heat flux components for ITER in JAERI

鈴木 哲; 佐藤 和義; 江里 幸一郎*; 横山 堅二; 大楽 正幸; 中村 和幸; 秋場 真人

Phys. Scr., T81, p.89 - 93, 1999/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:39.84(Physics, Multidisciplinary)

本稿では原研におけるITER用高熱流束機器の開発の現状について報告する。特に、炭素系材料をアーマ材とした実規模ダイバータ模擬試験体の製作、及び高熱負荷実験について述べる。実規模ダイバータ模擬試験体は1次元もしくは3次元CFC材料のアーマ材を銅製ヒートシンクに冶金的に接合した構造をもっている。本試験体に対して、ITERダイバータの設計熱負荷である5~20MW/m$$^{2}$$の熱負荷をイオンビームによって繰り返し与え、接合部及び冷却管の熱疲労挙動を観察する高熱負荷実験を実施した。その結果、1次元CFC材を採用した試験体は一部にアーマ材の剥離が生じたものの、1000サイクルの繰り返しに対して健全性を維持した。一方、3次元CFC材を採用したものでは実験初期に多くのアーマ材が剥離し、接合技術のさらなる改良が必要であることが明らかになった。

論文

Development of divertor high heat flux components at JAERI

鈴木 哲; 鈴木 隆之*; 中村 和幸; 秋場 真人

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.385 - 388, 1998/00

原研における核融合実験炉用ダイバータ板の開発の現状について報告する。これまで表面材料として用いられてきた1次元CFC材に比べ、強度の点で優れている3次元CFC材を採用した小型ダイバータ試験体の加熱実験では、定常熱負荷20MW/m$$^{2}$$を試験体に繰り返し与え、その疲労挙動を観察した。その結果、表面材料の昇華による損耗がみられたものの、除熱性能に変化はほとんどみられず、試験体は1000サイクルの繰り返し加熱に耐えることが示された。また、実規模大のダイバータ板試験体の加熱実験の結果、純銅製の冷却管から熱疲労によるものと考えられるき裂が発生し、冷却水の漏洩が観察された。これに対し、アルミナ分散強化銅製の冷却管は冷却水の漏洩もなく、熱疲労に対する強度が純銅に比べ高いことが実証された。

論文

Thermal cycling experiments on a 1 meter long divertor mock-up with a rigid support structure

鈴木 哲; 佐藤 和義; 荒木 政則; 中村 和幸; 大楽 正幸; 横山 堅二; 秋場 真人

Fusion Technology, 30(3(PT.2A)), p.793 - 797, 1996/12

ITER等の次期核融合実験炉におけるダイバータ板はプラズマからの高熱負荷によって変形を生じる。隣り合うダイバータ板との段差が生じることを避けるために、ダイバータ板支持構造の開発が急務となっている。本報では、冷却基板自体を剛な支持構造とするダイバータ模擬試験体を開発し、その熱疲労特性を評価するために実施した熱サイクル実験について報告する。実験は熱負荷25MW/m$$^{2}$$、加熱時間15秒の条件下にて実施した。その結果、約1250サイクルを負荷した時点で、加熱側冷却管(純銅製)に貫通き裂が発生した。実験後のSEM観察の結果、き裂はくり返し熱応力による疲労き裂であることが確認された。さらに、実験を模擬した3次元弾塑性熱応力解析の結果、冷却管には局部的に極めて高い歪みが発生することが判明したため、より疲労強度の高い冷却管構造材料の開発が必要であることが明らかとなった。

論文

High heat flux experiments of saddle type divertor module

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$$^{2}$$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$$^{2}$$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。

報告書

Summary report for IAEA CRP on lifetime prediction for the first wall of a fusion machine; JAERI contribution

鈴木 哲; 荒木 政則; 秋場 真人

JAERI-M 93-049, 26 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-049.pdf:0.7MB

1989年IAEAにおいて「核融合実験炉第1壁の寿命評価」研究協力会議(IAEA Coordinated Research Program)が開始され、イスプラ研究所(JRC-Ispra)、NETチーム、カールスルーエ研究所(KfK)、ロシア研究所(旧クルチャトフ研究所)及び原研の5つの研究所が本研究協力会議に参加した。本会議の目的は、次期核融合実験炉の第1壁における熱疲労寿命を数値解析によって予測し、ITERの設計活動に貢献することである。今回はイスプラ研究所にて実施された第1壁模擬試験体の熱疲労実験がベンチマーク問題のモデルとして採用され、全参加者は有限要素解析コードを用いて熱応力解析を実施し、模擬試験体の熱疲労寿命を予測した。その解析モデルに対する研究協力会議は1992年をもって終了した。本報告は上記の解析モデルに対する原研の解析結果をまとめたものである。

報告書

Evaluation of Thermal Stress in the Anode Chamber Wall of a Large Volume Magnetic Bucket Ion Source

R.Wells*; 堀池 寛; 栗山 正明; 小原 祥裕

JAERI-M 84-011, 35 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-011.pdf:0.83MB

JT-60用イオン源バケットソースの熱応力解析に関する報告書である。過去の実験よりバケット内面のカスプライン上には最大600W/cm$$^{2}$$の熱流束が流入することがわかっており、また30ms程度の異常局所放電ではSUSの壁の表面が溶ける程度の熱が流入する。このことから熱応力解析を銅製のチェンバーに対して行い、正常放電では熱疲労による破損の心配の無いという結果を得た。一方異常放電が30ms間続くと、1000回以上の放電について熱疲労による破損の心配のあることが示された。またチェンバーの耐久試験結果についても簡単に報告している。

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