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河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.513 - 520, 2019/06
本研究はナトリウム-コンクリート反応(SCR)によって発生する生成物について、融点及び熱伝導率を明らかにしたものである。試料は次の2種類の方法で作製した。1つ目は加熱炉内でナトリウムとコンクリート粉末の混合物を加熱したものである。2つ目はSCR実験を行い、その堆積物をサンプリングしたものである。前者は、過去の実験からナトリウムとコンクリートの混合割合を決定しており、後者は温度履歴やナトリウムとコンクリートの分布等、より現実的な条件を模擬している。熱重量・示唆熱(TG-DTA)測定から、試料の融点は865-942
Cであることが示されたが、金属ナトリウムを含む試料の融点は明確には分からなかった。そこで、より現実的な2つの試料については加熱炉内におけるその圧縮成型体の観察を行った。その観察により軟化温度は800-840C、融点は840-850Cであることが分かった。融点はTG-DTAの結果から10-20C低い温度となった。FactSage 7.2による熱力学計算から、融解が始まる温度はNa
SiO
やNa
SiO等の構成物質の融解により起きることが分かった。反応生成物の熱伝導率は
=1-3W/m-Kとなった。これは、xNaO-1-xSiO (x=0.5, 0.33, 0.25)の熱伝導率と同程度であった。700Cにおけるこの熱伝導率は非架橋酸素数(NBO/T)の式によって説明されることが分かった。
金山 英幸*; 旭吉 雅健*; 小川 文男*; 川畑 美絵*; 伊藤 隆基*; 若井 隆純
材料, 68(5), p.421 - 428, 2019/05
本論文では、厚さ0.76mmの薄板試験片を用いた改良9Cr-1Mo鋼のクリープ損傷評価法を検討した。まず、薄板試験片を用いたクリープ試験の妥当性確認のため、未損傷材から作製した未損傷試験片を用いてクリープ破断試験を既報に追加して行い、試験温度873K、応力160MPaの改良9Cr-1Mo鋼のクリープ破断試験では大気中・真空中の試験雰囲気によるクリープ破断時間の差は明瞭がないことを確認した。バルク試験片のクリープ破断時間よりもミニチュア試験片と薄板試験片のクリープ破断時間が1.3倍程度長かった。つぎに、線形損傷則に及ぼす予損傷試験片の加工の影響を検討するため、予損傷材から作製した予損傷試験片を用いて予損傷条件と同条件のクリープ破断試験を行い、クリープ破断時間が係数1.3程度のバラつき範囲に整理されることを確認した。これに加えて、加速条件のクリープ破断試験を未損傷試験片および予損傷試験片に行い、同結果から薄板試験片を用いた加速クリープ破断試験による損傷評価を行った。試験結果は寿命比則で整理すると係数1.3の範囲に整理された。さらに、加速クリープ破断試験、ビッカース硬さよびラス幅に注目した組織観察の各試験結果から、クリープ損傷量の予測を試み、比較した。加速クリープ破断試験の予測結果はビッカース硬さのそれより精度が高く、ラス幅の予測結果は加速クリープ試験とビッカース硬さの間の精度であった。加速クリープ試験およびビッカース硬さによる予測結果を相加平均で組み合わせる評価手法を提案し、少ない試料数で高精度な予測が可能になる可能性が示された。
渡辺 正*; 石垣 将宏*; 勝山 仁哉
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10
LSTF及びPWRプラントに対する5%コールドレグ破断による冷却材喪失事故について、これらを対象とした解析モデルを整備し、RELAP5/MOD3.3コードを用いて解析を行った。臨界流モデルの放出係数は、LSTFに対する実験と解析の圧力過渡が一致するよう決定し、PWR解析にも適用した。その結果、解析結果は、LSTF実験に対する熱水力学的挙動をよく再現できることを示した。しかしながら、ループシールよる炉心における差圧の減少やループ流速は過小評価された。また、LSTF実験に対する解析ではボイルオフ中における炉心の加熱時間は長いものの、LSTFとPWRプラント間ではそれらはよく一致することから、スケーリング効果は小さいことも明らかとなった。
青柳 光裕; 高田 孝; 大野 修司; 宇埜 正美*
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/10
ナトリウムの漏えい燃焼はナトリウム冷却高速炉における懸念事項の一つである。その際、ふく射は主要な熱移行形態であり、本研究では燃焼液滴からのふく射熱移行をモデル化する。液滴表面での放射および吸収、散乱を考慮して、ふく射の壁面境界と同様な定式化によってモデル化を行う。開発したモデルの確認として、単純体系での検証解析や上向きスプレイ燃焼試験のベンチマーク解析を実施する。その結果、従来のモデルで生じていたガス温度や圧力の過大評価が低減されることが確認された。
大釜 和也; 大木 繁夫; 北田 孝典*; 竹田 敏一*
Proceedings of 21st Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2018) (USB Flash Drive), p.942 - 947, 2018/09
A core concept of minor actinides (MAs) transmutation with improved safety was designed by applying sodium plenum and axially heterogeneous configuration. In this study, heterogeneous MA loading methods were developed for the core concept to explore the potential of further improvement of MA transmutation amount and "effective void reactivity" which was introduced by assuming the axial coolant sodium density change distribution for the unprotected loss of flow accident. By investigating characteristics of heterogeneous cores loading MA in different radial or axial positions, preferable MA loading positions were identified. The core loading MA in the radial position between inner and outer core region attained the largest MA transmutation amount and lowest maximum linear heat rate (MLHR) among heterogeneous cases. The lower region of the core was beneficial to improve the effective void reactivity and MLHR maintaining the nearly same MA transmutation amount as that of the homogeneous core. The radial blanket region was also useful to increased MA transmutation amount without deterioration of the effective void reactivity.
樽田 泰宜; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 北村 高一; 手塚 将志; 香田 有哉
知識共創(インターネット), 8, p.IV2_1 - IV2_12, 2018/08
原子力知識マネジメント(NKM)は2002年にIAEAが組織力の強化という文脈で原子力知識の重要性を勧告したことから始まる。IAEAの提案するNKMに対しては理論的な側面は十分に検討されていない点や、主要な概念や手法などが十分に定義されておらず科学的な一貫性が欠如しているという指摘がある(Kanke 2016)。例えば、原子炉施設のライフサイクルには設計、建設、運転、廃止(措置)がある。NKMというアイデアは、炉の情報・歴史を保存、次の炉での活用、廃止措置段階で過去情報へのアクセス、課題解決や新しい知識の創造といった側面で有効に機能するであろう。しかし、2002年当初は原子力知識の強化という文脈であり、そこに管理(management)という文脈を付加したような情報管理に傾注する傾向があり、KMという知識の創造が十分に研究されていない。また、Kankeが指摘するように理論的側面には議論の余地が多く残されている。本研究ではKM分野の学術の裾野の拡張を射程とし、今後の原子力分野における知識マネジメントの位置づけを明確化することでNKMを発展させることを目的に、システム科学的な視点で検討すべき課題を整理及び同定し、NKM研究の議論を深める。
河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), p.874 - 884, 2018/08
被引用回数：2 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント研究の一環として、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)の停止機構を解明するための実験を行った。実験では、細長いコンクリート試験体を使用し、途中で周囲の断熱材を取り外して、強制冷却できるようにした。反応時間を変えた実験を複数回実施することにより、ナトリウム(Na)や反応生成物の分布の時間変化に係るデータを取得した。その結果、初期段階では反応界面において十分に存在していたNaが時間の経過とともに減少し、反応停止後は、Na濃度が18-24wt.%、Si濃度が22-18wt.%となった。また、熱力学計算より、反応界面での安定物質は90wt.%以上がNaSiO等の固体物質であり、Naは含まれないことがわかった。さらに、定常状態の沈降拡散方程式を用いてこれらの解釈を試みた。SCR初期では、水素発生速度が高いために微粒化した反応生成物はプール中を浮遊するが、コンクリート侵食の進展ならびに反応生成物の増加につれて、水素発生速度に依存しつつも反応生成物の沈降・堆積が顕著になると説明できる。以上により、反応界面での反応生成物の堆積に起因するNaの欠乏により、SCRが次第に停止するとの結論に至った。
矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 9 Pages, 2018/07
原子力発電所の格納容器(CV)は、放射性物質の放出を防止するための重要な構造であるが、格納容器の耐圧限界は明らかにされていない。本研究では、CVバウンダリの一部を構成する機器である鏡板構造に着目し、重大事故時を想定した鏡板の耐圧限界評価法を開発するために、中高面に圧力をかけた鏡板の耐圧試験と有限要素解析を実施した。相対的に薄板の鏡板を用いた試験において、座屈後に局部変形集中を伴う非軸対称変形が観察され、他の試験よりも有意に低い圧力で破損が生じた。試験で見られた非軸対称変形を検討するために、詳細な3次元ソリッドモデルを用いた解析、さらに、均一な板厚を有するモデルまたは局所的な薄肉部を有するモデルを用いた解析を実施し、座屈後変形挙動の発生要因について検討した。
大谷 章仁*; 甲斐 聡流*; 金子 尚昭*; 渡壁 智祥; 安藤 勝訓; 月森 和之*
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07
本論文は、日本機械学会において策定中の事例規格を実機配管に適用した結果を報告するものである。ここでは、高速炉もんじゅの2次系配管を実機配管の代表例として選定した。事例規格に定める手法により配管系の弾塑性時刻歴解析を行い、配管の強度評価を実施した。その結果、事例規格による評価は配管系の耐震強度を左右する疲労強度の観点で、現行規格の手法よりも合理的な評価が可能であることを確認した。
樽田 泰宜; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 北村 高一; 手塚 将志; 香田 有哉
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07
2002年、IAEAは原子力の知識、技術、応用の強化の重要性について言及した。この背景には原子力に係わる職員の高齢化や原子力を学ぶ場の減少が指摘されている。こうした中、原子力知識マネジメント(NKM)と呼ばれる新しい研究分野が立ち上がり、原子力知識や情報の管理としてデータベースの開発が進められている。一方、日本の原子力施設では、運転経験者の退職やそれによる知識・技能の喪失が指摘されている。そこで、本研究では、過去の情報・知識を利用するためのプロトタイプ・データベースシステムを提案する。廃止措置の完了例は、日本ではJPDRが1件のみであり事例は多くはない。そのため大型水炉として初の事例である「ふげん」を対象とする。本研究のプロトタイプ開発から、過去のデータを準備するだけでは十分でない点を指摘した。これは、どのような情報を収集すべきか、そしてそれをいかにして活用すべきか、といった点に関して議論が十分になされていないためである。つまり、既存の情報の活用として運転時代の知識は重要であるものの、廃止措置はそれとは異なるタスクであり、収集された情報をそのまま使用することは必ずしも適切ではないのである。
河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07
ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は、格納容器内に大量の水素やエアロゾルを発生させるために、ナトリウム冷却高速炉の過酷事故時において重要な現象の一つである。本研究では、800Cに加熱した内部加熱器を入れたSCR実験を行い、内部加熱器下部の化学反応特性について研究した。さらに、SCRの自己終息機構についても内部加熱器の影響を考察した。本研究では、内部加熱器がナトリウム、コンクリート中の湿分、反応生成物の移動を妨げてしまうために、ナトリウムは内部加熱器の周囲から表面コンクリートに浸透し、反応することになった。SCRが進んでいくと、内部加熱器の下部には反応生成物が徐々に堆積し、それがナトリウムの拡散を妨げることになった。したがって、内部加熱器の周囲のコンクリートよりも内部加熱器下部のコンクリートの方がナトリウム濃度は相対的に小さく、コンクリート侵食量も内部加熱器の周囲よりも内部加熱器下部の方が小さくなった。しかしながら、反応の界面におけるナトリウム濃度は、内部加熱器との位置に係らず約30wt.%となった。これは、過去の研究で得られた実験結果と同程度であり、Na
SiO
程度の濃度である。内部加熱器が存在するSCRの自己終息機構においても、ナトリウム濃度は非常に重要なパラメータであることが分かった。
青柳 光裕; 高田 孝; 大野 修司; 宇埜 正美*
日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00374_1 - 17-00374_13, 2018/03
本研究ではナトリウム冷却高速炉の格納容器へ負荷を与えうるリスクの一つとされるナトリウム漏えい燃焼事象に着目し、ナトリウム燃焼時の熱影響詳細評価手法の開発を行っている。本報ではモデル改良について簡単に述べた後、上向きスプレイ燃焼試験のベンチマーク解析について、各モデル改良の詳細な影響因子について追加分析評価によって明らかにする。さらに改良モデルの汎用性を示すため、同ベンチマーク解析結果に基づき、上向きスプレイ以外のナトリウム燃焼事象への適用性について検討する。
河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*
熱測定, 45(1), p.2 - 8, 2018/01
液体金属ナトリウム(Na)は、高い熱伝導等の特性のため高速炉の冷却材として使われてきた。しかしながら、Na漏えい事故時に鋼製ライナーが破損した場合は、Na-コンクリート反応(SCR)が発生する可能性がある。SCRは、Naとコンクリート成分の化学反応に依存して、コンクリート侵食、水素発生するために、Na漏えい事故時に重要な現象の一つである。本研究では、Naとコンクリート粉末を用いて、SCRに関する基礎的な実験を行った。ここでコンクリート粉末は、日本の原子力発電所の構造コンクリートとして一般的に使われるシリカ系コンクリートを粉末化して使用した。反応過程においては、約100C, 300C, 500CでNaの融解、NaOH-SiOの反応、Na-HO-SiOの反応等の温度変化が観察された。特に、500C近傍での激しい反応においては、Na-コンクリート粉末の混合割合
で
Cの温度ピークが観察され、反応熱は
kW/gと推定された。反応生成物の主成分は、X線分析からNaSiO、融点, 密度, 比熱, 熱伝導率, 粘度等の熱物性値は
NaO-
SiO (
)と同程度であることを確認した。
竹田 敏一*; 横山 賢治; 杉野 和輝
Annals of Nuclear Energy, 109, p.698 - 704, 2017/11
パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)核特性の測定と解析に係る系統誤差を推定すると共にそれらを取り除くことが可能な新しい断面積調整法を導出した。系統誤差を推定するために測定データと解析結果の比であるバイアス因子を適用する。バイアス因子の1からのずれは一般に系統誤差と統計誤差により引き起こされる。したがって、バイアス因子の1からのずれが測定と解析に係る誤差の合計の範囲内にあるかどうかを決めることにより、系統誤差を推定する。統計誤差は各々の信頼性のレベルにより決められるので、系統誤差も信頼性のレベルに依存する。高速臨界集合体及び高速炉実機により得られた589個の測定データを用いて、当手法により断面積調整を行った。当手法による調整結果と従来の調整手法を用いた結果との比較を行う。また、信頼性のレベルが調整後の断面積へ及ぼす影響についても議論する。
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(6), p.061201_1 - 061201_12, 2017/08
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)本研究では、内圧の影響を受けたベローズ構造の到達圧力の評価方法を開発するために、ベローズ構造の破壊試験と有限要素解析(FEA)を行った。一連の試験により破壊モードを実証し、3種類の破壊モードを確認した。試験中の座屈および変形挙動をシミュレートするために、陰解法および陽解法による解析を実施し、試験結果と比較した。
月森 和之; 安藤 勝訓; 矢田 浩基; 一宮 正和*; 安濃田 良成*; 荒川 学*
Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08
2層ベローズは層間の摩擦の影響があるため、解析上の取り扱いが1層ベローズよりも難しい。本研究では、2層ベローズと1層ベローズに対する内圧をパラメータとしたバネ定数試験を実施し、2層ベローズのバネ定数は、内圧によらず1層ベローズのほぼ2倍であることを実験的に明らかにした。また、2層と1層のベローズ両方でインプレーン座屈が観察された。両者の変形挙動は類似していたが、2層ベローズの座屈圧力は1層ベローズのほぼ2倍であった。これらは層間の摩擦を無視できることを意味しており、2層ベローズの解析においては半分の圧力負荷の1層ベローズに置き換えることができることを明らかにした。
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 11 Pages, 2017/07
本研究では、設計基準を超えた状況におけるベローズ構造の限界圧力評価法を開発するためベローズ構造の耐圧破壊試験と有限要素解析を行った。内圧試験は、室温下でベローズ試験体に加圧された水を供給することにより行い、漏えいが観察されるまで加圧した。ガードパイプ付き0.5mm厚ベローズ試験体の最大圧力はガードパイプなしの試験体の最大圧力よりも大きく、ベローズ構造が大きく膨らみ延性破損が観察された。一方、0.5mm厚のガードパイプなしの試験体では、ベローズの初期設定条件にかかわらず、局部破損が確認された。1.0mmの厚さのベローズ試験体では、1層および2層ベローズの両方で延性破損が観察された。すべての試験で得られた最大圧力は、EJMA標準によるインプレーン不安定性に基づく設計圧力の制限の推定結果より約10倍大きかった。しかし、試験で確認された3つの破壊モードは、複雑な変形挙動を伴うため通常の有限要素法解析で模擬することは難しくため、いくつかの限界圧力の評価手順を適用し試験結果の対比を整理した。
矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
FBRの1次冷却材と2次冷却材とのバウンダリを構成する中間熱交換器の鏡板は、重大事故シナリオの検討において重要な部位である。本研究では、重大事故シナリオの検討に資する鏡板の限界圧力評価法を開発するために、2種類の鏡板に対して、中高面に圧力を負荷した限界圧力試験及びFEA解析を行った。その結果、中高面に圧力を受ける鏡板の破損モードは、変形による鏡板端部での曲げ及び曲げ戻し挙動によって引き起こされる周方向の板厚貫通亀裂であることが明らかとなった。
藤村 幸治*; 糸岡 聡*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
A core concept of minor actinides (MAs)transmutation with improved safety was developed. Coresafety was improved by reducing sodium void reactivitywith sodium plenum and optimized configuration ofaxially heterogeneous core. "The effective void reactivity"by assuming the axial coolant sodium density changedistribution for ULOF (unprotected loss of flow) accidentwas introduced. MA content in the core fuel wasincreased up to 11 wt% for the condition that negativeeffective void reactivity was attained. Therefore, the largeMA transmutation amount which is almost two times tothe conventional Japanese fast reactor was obtained. Wealso conducted thermal hydraulics and fuel integrityevaluation of the core concept and it was confirmed thattheir results meet to the Japanese fast reactor designconditions. Finally we evaluated the transient behavior ofthe core concept and it was confirmed that this core hassluggish response during ULOF accident due to thenegative coolant reactivity effect of the upper sodiumplenum.
金山 英幸; 旭吉 雅健*; 伊藤 隆基*; 小川 文男*; 若井 隆純
材料, 66(2), p.86 - 92, 2017/02
本研究では、改良9Cr-1Mo鋼を供試材として、直径6mmの中実丸棒型試験片、直径2mmの小型中実丸棒型試験片および試験片厚さ0.76mm薄板型試験片の寸法が異なる3種類の試験片を用いて、大気中、純度99.99%のArガス雰囲気中および真空中の3種類の異なる雰囲気でクリープ試験を行った。873K、160MPaでの改良9Cr-1Mo鋼のクリープ破断時間は同じ試験雰囲気では試験片寸法の違いに拘わらず同程度の値を取った。同じ試験片寸法のクリープ破断寿命は、大気中と真空中では同程度となり、Arガス中では大気中の半分以下となった。大気中試験およびArガス中試験では試験片表面にCr酸化物を形成したが、真空中試験ではCr酸化物が形成されなかった。クリープ破断寿命を決定するのはCr酸化物サイズのみが支配要因ではないことが示唆された。Arガス中で行ったミニチュア試験片の試験片表面近傍にはCr酸化物が表面から割れて、粒界に沿って母材内部へ進展したき裂が観察され、クリープ破断寿命の低下に寄与した可能性がある。き裂進展による減肉量からArガス中での試験片寸法が及ぼすクリープ破断時間への影響を算出する式を提案した。
