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熊丸 博滋; G.Briday*; 久木田 豊; D.Juhel*; R.Deruaz*
ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.285 - 292, 1992/00
PWRのコールドレグ小破断LOCAに関するカウンターパート実験を、2つの総合実験装置、すなわちWH型3420MWPWRの1/48モデルであるLSTF及びフラマトム2775MWPWRの1/100モデルであるBETHSYで実施した。カウンターパート実験の目的は、装置のスケーリング及び装置の相違が小破断LOCA時の熱水力挙動に及ぼす影響について調べることである。両実験の結果は、スケーリングの影響はなく、非常に良く一致した。すなわち、ループシールクリアリング期間中の炉心露出、その後の炉心ボイルオフによる長期炉心露出等の典型的な小破断LOCA時の熱水力挙動を示した。装置の相違による影響として、ループシールクリアリング期間中の炉心の最低水位、その後の炉心ボイルオフによる長期炉心露出の開始時刻等の差が観察された。これらの差は、2つの装置の参照PWRが異なることによる両装置間の形状の差により説明することができた。
)の建設,(II); 試験装置と開発試験稲垣 嘉之; 國富 一彦; 井岡 郁夫; 近藤 康雄; 林 晴義; 宮本 喜晟; 鳥谷 尚志*; 山口 茂
日本原子力学会誌, 30(5), p.427 - 433, 1988/05
被引用回数：1 パーセンタイル：19.68(Nuclear Science & Technology)HENDEL炉内構造物実証試験部(T試験部)は、原研で開発を進めている高温工学試験研究炉の炉床部を模擬している。高温工学試験研究炉と同じ条件下でT試験部の試験を行うために、内部隔壁、流量調節装置、領域別ヒータ、流量測定ブロック等の試験装置を製作した。試験装置の設計上の問題点は、その制作中に行った各要素の開発試験により解決した。最終的に総合機能試験により、4.0MPa、1000
Cのヘリウムガス雰囲気中で、試験装置が所定の性能を有することを確認した。
中田 宏勝; 猿田 徹; 寺田 博海; 露崎 典平; 福田 幸朔
JAERI-M 86-068, 17 Pages, 1986/04
材料試験炉(JMTR)に設置されているインパイルガスル-プ(OGL-1)は、高温ガス炉用燃料の開発に欠かせない照射装置であって、同ル-プにより燃料の性能確認の為の一連の照射試験が行われている。ル-プは昭和52年に完成し、以来9体の燃料要素が照射されており、照射中の燃料から放出される核分裂生成物を利用して、一次系EP濃度監視計装の開発と、EPプレ-トアウト測定も行われている。本稿では、これら照射試験の最近の成果について報告する。
鈴木 光弘; 安濃田 良成; 田坂 完二; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 84-135, 206 Pages, 1984/08
本報は、ROSA-IIIにおける再循環ポンプ吸込側200%破断実験RUN983の結果を収録し、大口径破断における主蒸気隔離弁(MSIV)閉鎖信号の相違、給水系フラッシングの有無、および炉心出力の相違による熱流体挙動への影響について検討した。主な結論は以下の通りである。(1)MSIV閉信号をダウンカマー水位してからL1に変更しても系圧力及び圧力容器内インベントリに大きな影響は生じない。(2)給水系ラインにざんりゅうする温水(216C)は減圧時にフラッシングし、減圧速度を遅くする。(3)BWRの燃料表面におけるLOCA時の熱流束を模擬する炉心過渡熱出力曲線を用いたRUN983の実験では、給水フラッシングがないことによるLPCS、LPCI系の早期作動と相まって最高燃料表面温度は従来の実験条件の場合より大幅に低下した。なお、RUN983実験は、米国のBWR/LOCA疑義実験FIST計画の対応実験の1つとして実施され、現在FISTとROSA-IIIの相似性の検討が進められている。
岩田 耕司; 藤城 俊夫; 菊地 孝行; 小林 晋昇
JAERI-M 82-137, 51 Pages, 1982/10
本報告書は反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材の流動挙動の影響を調べるために、NSRRインパイル水ループ実験装置を用いて行った実験の結果をまとめたものである。本実験に先立って、大気圧カプセル内に小型の循環部を組込み実施した強制対流実験により、冷却材の流動が燃料挙動に大きな影響を持つことが明らかになったが、本実験はこの結果にもとづき、また、今後予定している動力炉条件を模擬した高温高圧ループ実験に備えての中間段階の実験として実施したものである。実験はPWR型の標準試験燃料用い、系の圧力1.1MPa、冷却材流速3~6m/s、冷却材サブクール度30~80Cの条件で行った。この結果、系の圧力、流速、サブクール度等の冷却材条件がいずれも大きな影響を持つことが判明した。
佐野川 好田; 橋本 商*; 井沢 直樹; 奥 達雄; 河村 洋
JAERI-M 82-133, 127 Pages, 1982/10
本稿は昭和56年度における高温工学部の研究活動を述べたもので、我々の研究開発は、主として、多目的高温ガス炉、核融合炉に関するものである。報告は材料試験、計算コードの開発、熱伝導、流体力学、構造機器、およびヘンデルのマザー・アダプターセクションの建設において得た主な成果について記載した。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 菊地 孝行; 伊藤 譲*; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; et al.
no journal, ,
核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設、照射後試験施設などから構成する。本研究発表ではLiターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、国内の協力体制の下、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。本成果はIFMIFなどの核融合用強力中性子源施設の実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。
