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竹田 武司
JAEA-Data/Code 2023-012, 75 Pages, 2023/10
JAEA-Data-Code-2023-012.pdf:4.45MB
ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: TR-LF-15)が2014年6月11日に行われた。ROSA/LSTFTR-LF-15実験では、加圧水型原子炉(PWR)のポンプシール冷却材喪失事故(LOCA)を伴う、補助給水機能喪失を特徴とするTMLB'のシナリオでの全交流電源喪失時のアクシデントマネジメント(AM)策を模擬した。ポンプシールLOCAは、0.1%低温側配管破断により模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系及び低圧注入系の全故障とともに、ECCSの蓄圧注入タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。蒸気発生器(SG)二次側水位が特定の低水位まで低下すると、一次系圧力は上昇に転じた。SG二次側水位喪失後、加圧器の安全弁が周期的に開いたため、一次冷却材の喪失につながった。故に、高圧条件でボイルオフによる炉心露出が生じた。模擬燃料棒被覆管表面温度の10Kの上昇を確認した時点で、SG二次側減圧を一番目のAM策として開始した。このAM策では、両SGの安全弁を開放した。また、一番目のAM策開始後少し遅れた時点で、加圧器の安全弁の開放による一次系減圧を二番目のAM策として開始した。さらに、一番目のAM策に従いSG二次側圧力が1.0MPaに低下した時点で、低水頭ポンプによる給水ラインから両SG二次側への注水を三番目のAM策として開始した。三番目のAM策の開始直後、SG二次系からの除熱が再開したため、一次系圧力の低下が促進された。蓄圧注入系から両低温側配管への冷却材注入による炉心水位の回復により、全炉心はクエンチした。窒素ガスがSGU字管内に蓄積したため、一次系の減圧率は低下した。本報告書は、ROSA/LSTFTR-LF-15実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2023-007, 72 Pages, 2023/07
JAEA-Data-Code-2023-007.pdf:3.24MB
ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号:IB-HL-01)が2009年11月19日に行われた。ROSA/LSTF IB-HL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の加圧器サージラインの両端ギロチン破断による17%高温側配管中破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高温側配管内面に接する様に、長いノズルを上向きに取り付けることにより破断口を模擬した。また、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障と補助給水系の全故障を仮定した。実験では、比較的大きいサイズの破断が早い過渡現象を引き起こした。破断後一次系圧力が急激に低下し、蒸気発生器(SG)二次側圧力よりも低くなった。破断流は、破断直後に水単相から二相流に変化した。炉心露出は、ループシールクリアリング(LSC)前に、クロスオーバーレグの下降流側の水位低下と同時に開始した。低温側配管に注入されたECCSの蓄圧注入系(ACC)冷却水の蒸気凝縮により両ループのLSCが誘発された。LSC後の炉心水位の急速な回復により、全炉心はクエンチした。模擬燃料棒被覆管最高温度は、LSCとほぼ同時に検出された。ACC冷却水注入時、高速蒸気流による高温側配管からSG入口プレナムへの液体のエントレインメントにより、高温側配管とSG入口プレナムの水位が回復した。ECCSである低圧注入系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTF IB-HL-01実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
麻生 智一; 達本 衡輝*; 大都 起一*; 川上 善彦*; 小守 慎司*; 武藤 秀生*; 高田 弘
JAEA-Technology 2019-013, 77 Pages, 2019/09
JAEA-Technology-2019-013.pdf:5.59MB
大強度陽子加速器施設(J-PARC)物質・生命科学実験施設において1MWの陽子ビームで駆動する核破砕中性子源では、水銀ターゲットで発生した高速中性子を冷中性子に冷却するために、液体水素(1.5MPa, 20K以下)を3基のモデレータに供給し、そこで発生する核発熱(3.8kW)を強制方式で冷却する低温水素システムを備えている。この低温水素システムでは、核発熱に伴う系内の圧力変動を低減するためにベローズ構造で圧力を吸収するアキュムレータを採用していることが特徴である。しかしながら、初期に使用したベローズで不具合が生じたため、高耐圧, 長寿命のアキュムレータが必要となった。厚肉プレートによる高耐圧性を有する溶接ベローズ(内ベローズ)の要素技術開発を行い、最適条件を見出すことができた。内ベローズの試作機を製作し、2MPaの圧力印加を繰り返す耐久試験により、設計寿命(1万回以上)を満たすことを確認した。また、その製作法による内ベローズを導入したアキュムレータの組立時、溶接歪等によって内ベローズの機能性や寿命に影響しないように、水平・垂直度を0.1
以内に抑えた。改良したアキュムレータは既に約25,000時間(繰り返し伸縮約16,000回(運転中40mm伸縮の設計寿命は50万回))の運転を実現できており、2019年1月現在、500kWビーム出力で運転中である。2018年7月には932kWビーム入射した運転を行い、アキュムレータの圧力変動抑制機能が設計どおりの性能を有することを確認し、今後の高出力において安定運転ができる見通しを得た。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2016-004, 59 Pages, 2016/07
JAEA-Data-Code-2016-004.pdf:3.34MB
LSTFを用いた実験(実験番号: TR-LF-07)が1992年6月23日に行われた。TR-LF-07実験では、PWRの給水喪失事象を模擬した。このとき、一次系フィード・アンド・ブリード運転とともに、補助給水系の不作動を仮定した。また、蒸気発生器(SG)の二次側水位が3mまで低下した時点でSI信号を発信し、その後30分で加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放による一次系減圧を開始した。さらに、SI信号発信後12秒でPZRの有るループの高圧注入系(HPI)の作動を開始し、一次系圧力が10.7MPaまで低下した時点でPZRの無いループのHPIの作動を開始した。一次系とSG二次側の圧力は、PZRのPORVとSGの逃し弁の周期的開閉によりほぼ一定に維持された。PORVの開放にしたがい、PZRの水位が大きく低下し始め、高温側配管では水位が形成した。HPIの作動により、PZRと高温側配管の水位は回復した。一次系圧力はSG二次側圧力を下回り、両ループの蓄圧注入系(ACC)が作動した。炉心露出が生じなかったことから、PORV, HPIおよびACCを用いた一次系フィード・アンド・ブリード運転は、炉心冷却に有効であった。本報告書は、TR-LF-07実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
竹田 武司; 大貫 晃*; 金森 大輔*; 大津 巌
Science and Technology of Nuclear Installations, 2016, p.7481793_1 - 7481793_15, 2016/00
被引用回数：1 パーセンタイル：10.6(Nuclear Science & Technology)Two tests related to a new safety system for PWR were performed with ROSA/LSTF. The tests simulated cold leg small-break loss-of-coolant accidents with 2-inch diameter break using an early steam generator (SG) secondary-side depressurization with or without release of nitrogen gas dissolved in accumulator (ACC) water. The pressure difference between the primary and SG secondary sides after the actuation of ACC system was larger in the test with the dissolved gas release than in the test without the dissolved gas release. No core uncovery and heatup took place because of the ACC coolant injection and two-phase natural circulation. The RELAP5 code predicted most of the overall trends of the major thermal-hydraulic responses after adjusting a break discharge coefficient for two-phase discharge flow under the assumption of releasing all the dissolved gas at the vessel upper plenum.
鈴木 康夫*
JAERI-Research 97-067, 17 Pages, 1997/10
JAERI-Research-97-067.pdf:0.68MB
蓄積リングに入射するための磁場と光による新しい入射装置の最適設計を報告する。この入射装置は、ニュートラライザーとアイオナイザーにより構成されるが、本稿では後者について検討する。アイオナイザーはリング内の直線部に設置されるアンジュレーター磁場と光共振器からなり、H
をイオン化するものである。ドップラー効果及びレーザー光の共鳴吸収により励起されたHビームを、入射粒子の相対論的速度と磁場との相互作用によるローレンツ電場で効率的にイオン化するものである。アンジュレーター磁場による強いローレンツ電場は、励起水素の荷電変換効率を格段に上昇させ、約485nm、1kW以下の色素レーザーで可能となる。従来のようにフォイルによる散乱もなくまた、周回しているイオンへの影響もない。したがって、この装置は陽子蓄積リング入射装置部でのビーム・スピルを無くし低放射化に極めて有効である。
鈴木 康夫*
JAERI-Research 97-057, 20 Pages, 1997/08
JAERI-Research-97-057.pdf:0.71MB
蓄積リングに入射するための新しい入射方法を提案する。この入射装置は、ニュートラライザーとアイオナイザーにより構成され、それぞれにウイグラー磁場による荷電変換法を用いる。前者はリング外部のビーム・トランスポート部に置かれ、収束用電磁石とウイグラー磁場からなり、H
をHに中性化するものである。後者はリング内の直線部に設置され、ウイグラー磁場と光共振器からなり、Hをイオン化するものである。どちらも相対論的速度をもつ入射粒子のローレンツ電場を利用するが、イオン化のためには、ドップラー効果及びレーザー光の共鳴吸収を最大限に利用して、効率的に荷電変換するものである。ウイグラー磁場による強いローレンツ電場は、レーザー光荷電変換効率を格段に上昇させ、約500nm、1kW以下のレーザーで可能となる。従来のようにフォイルによる散乱もなくまた、周回しているイオンへの影響もない。したがって、この装置は陽子蓄積リング入射装置部でのビーム・スピルを無くし低放射化に極めて有効である。
中村 秀夫; 久木田 豊; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART A), p.237 - 244, 1996/00
ROSA-AP600実験で観察された蓄圧注入系与圧用窒素(N
)ガスのPRHRとCMTへの蓄積条件と、各々の機器の除熱能力に及ぼす影響を、実施した14実験からまとめると共に、CMT内の濃度変化を推定した。AP600では事象の終盤に、蓄圧注入系からNガスが一次系に流入する。その際、PRHRにはADS作動後ホットレグに水位が形成された場合にのみ、CMTには、コールドレグに水位が形成され、かつ均圧ラインが順流の時に各々流入、蓄積することがわかった。ただし、このようなNガスの蓄積は通常ADS作動後に生じるため、系への影響は小さいことがわかった。CMTへの蓄積は逆に、円滑な冷却材の注入を促すことがわかった。更に気相密度の安定成層を仮定し、温度分布から求めたCMT内Nガス最大蓄積量は、蓄圧注入系から放出される相当部分に達する可能性があることを示した。
堀池 寛*; 黒田 敏公*; 村上 好樹*; 杉原 正芳; 松田 慎三郎
JAERI-M 93-208, 31 Pages, 1993/10
核融合開発の方向に関する議論の一に運転形態が定常かパルスかと言う議論がある。これはトカマクの電流励起についての原理的なものであるが今迄定量的に比較研究された事が無かった。本報はSSTRを定常炉のリファレンスとしてこれと同等技術ベースに則りこれに近いパルス炉の概念を決める事により相互の定量比較を試みた。内容は2部から成り、1つは疲労の効果の評価で、パルス炉は短時間で起動停止を繰返すため疲労が大でこれが炉寸法に与える効果を評価した。2はパルス的な熱出力の取り扱いで、電力網に送電する場合1日に何回も出力が零になる発電所は受け入れられないとすると、それを改良するのに蓄熱器が必要となるがその規模は炉の停止時間の函数となる。この点を他の要因-電源の規模に与える停止時間の影響と合わせて評価することによりパルス出力を補償するに必要な装置規模を評価した。以上の結果、炉の小型化の重要性が判った。
大貫 晃; 傍島 真
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(3), p.267 - 269, 1983/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.29(Nuclear Science & Technology)PWRで想定されるLOCAの再冠水過程において、炉心からの水および蒸気の流出率が大きいと、蒸気発生器1次側に運ばれる水量が大きくなることが予想され、その結果2次側から熱をもらい蒸発し、大きな圧力損失を生じ、炉心冠水速度を押さえる結果となる。本論文では大型再冠水平板炉心試験の第1次炉心強制注入試験のデータからえられた炉心からの水と蒸気を加えた質量流出率を、系圧力、ECC水量、炉心出力の各パラメータに対して求め、簡単な無次元整理を行ない、実験相関式を導出した。この相関式はFLECHT-SEASETのデータとも一致した。
秋本 肇; 小澤 由行*; 井上 晃*; 青木 成文*
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(12), p.1006 - 1022, 1983/00
被引用回数：8 パーセンタイル：68.35(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時蓄圧タンク内の過冷却水が注入されると、コールドレグでは蒸気と注入水の直接接触による激しい凝縮が起こる。注水領域における凝縮現象と蒸気と冷水の混合過程を解明するために、二相流の多流体モデルを基礎とした流動モデルをたて検討を行なった。(a)注入水の微粒化による液滴生成(b)液滴上への蒸気の凝縮(c)死水生成による縮流(d)液滴の再付着を考慮したモデルを用いて、測定された注水領域の液膜温度分布と圧力分布を定量的に説明できた。計算結果から、蒸気の凝縮速度は注水口近傍で生成される液滴径と注水領域での最大液滴質量率に最も依存することがわかった。また入口熱水力条件が凝縮速度に及ぼす影響に関し、実験と定性的に一致する結果が得られた。入口蒸気流量が高くなる程凝縮速度が大きくなるのは、微細な液滴が効率よく生成されるためであることが判明した。
斯波 正誼; 安達 公道; 生田目 健; 岡崎 元昭; 傍島 真; 鈴木 光弘
日本原子力学会誌, 18(4), p.233 - 250, 1976/04
ROSA-II計画の研究目的および実験装置の概要を紹介し、合せて、第1次および第2次炉心を用いた実験結果を、その解釈と共に報告する。本報の実験条件は、低温側配管破断で、ECCSからの冷却水注入によって、一次系内の二相流動現象が変化し、燃料温度が変化する過程を追跡する。とくに、蓄圧注入系を低温側配管に、低圧注入系を高温側配管に注入した場合に、比較的よい炉心冷却が得られた。その理由として、蓄圧注入系注入によるダウンカマ部での凝縮減圧に伴う炉心下向き二相流の加速と、残存流体および構造物の蓄積熱をうばうことによる下部プレナムの蒸気発生の減少が挙げられる。
Yamagata, Noboru*; Murakami, Yukio
Nature, 181, p.1808 - 1809, 1958/00
抄録なし
