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大野 宏和; 石井 英一
Geomechanics for Energy and the Environment, 31, p.100317_1 - 100317_9, 2022/09
被引用回数：5 パーセンタイル：63.89(Energy & Fuels)An injection test and repeated packer tests were performed for a fault in siliceous mudstone in order to activate the fault and to investigate the change in hydraulic connectivity of the fault before and after the fault activation. The injection test successfully induced a remarkable dilational-shear failure within the fault. Pressure changes measured by the repeated packer tests were analyzed before and after the failure, where the log-log plots of pressure derivatives changed after the failure from an upward-trend indicating a limited extent of flow-paths to a horizontal trend suggesting well-connected flow-paths. After the borehole had been open for six weeks, the pressure derivatives were restored to an upward trend. This reversible change in pressure derivatives means that the hydraulic connectivity of the fault temporarily increased during and just after the injection but fault activation did not irreversibly affect the initially low hydraulic connectivity of the fault. This transition in the hydraulic connectivity of the fault is also consisted with the variation of fluid pressure monitored at a neighboring observation hole. We propose that analyzing the pressure derivatives obtained by repeated packer tests before and after the injection in a single borehole is effective to assess the sensitivity of hydraulic disconnectivity of faults to fault activation, which is crucial information for safety assessment of radioactive waste disposal.
加藤 昌治*; 奈良 禎太*; 岡崎 勇樹*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀; 佐藤 努*; 高橋 学*
材料, 67(3), p.318 - 323, 2018/03
放射性廃棄物の地層処分においては、岩盤を天然バリアとして使用する。このことから、低透水性の岩盤やき裂を充填している粘土の存在は、より好ましい環境を提供すると考えられる。室内での透水係数の測定方法のうち、トランジェントパルス法は低透水性の材料の透水係数測定に有効であるが、粘土に適用された事例は無く、かつ、そのままの方法・手順では適用が困難である。このため、供試体の下流側の圧力を下げる場合で透水係数を求める方法を提案し、変水位法で得られた値と比較して問題ないことを確認した。
高松 邦吉
Annals of Nuclear Energy, 106, p.71 - 83, 2017/08
固有の安全性を持つ高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて、強制冷却喪失(LOFC)事象を模擬した安全性実証試験を実施した。本論文では、冷却材流量が定格の45t/hから0t/hまで低下し、制御棒が炉心に挿入されず、原子炉出力制御系が作動しない条件における、原子炉出力9MWからの強制冷却喪失時の熱流動特性を示す。解析により、1次純化設備による強制対流の下降流は、燃料体内で発生した自然対流による上昇流を抑え込むが、原子炉出口冷却材温度に与える影響を除いて、炉内の熱流動特性に与える影響は小さいことを明らかにした。以上により、原子炉圧力容器内の3次元熱流動特性を定量的に示すことができた。
高松 邦吉
Journal of Thermal Science, 24(3), p.295 - 301, 2015/06
被引用回数：2 パーセンタイル：11.39(Thermodynamics)出力上昇試験前、原子炉圧力容器(RPV)からの放熱量、または炉容器冷却設備(VCS)による除熱量の実測値は当然得ることができない。よって、高温工学試験研究炉(HTTR)が供給する原子炉出口冷却材温度を出力上昇試験前に評価することは運転員にとって困難である。一方、原子炉出口冷却材温度が967 (
C)に達すると、原子炉スクラムに至るため、RPVからの放熱量やVCSによる除熱量の実測値が出力上昇試験中に変化した場合、原子炉出力100(%)時, 30(MW)時におけるVCSによる除熱量が幾らになるのか、原子炉出口冷却材温度が幾らになるのか、運転員は直ぐに評価する必要がある。そこで本論文では、運転員が迅速にVCSによる除熱量を評価できる方法を提案する。
國富 一彦; 橘 幸男; 竹田 武司; 七種 明雄; 沢 和弘
JAERI-Tech 97-030, 60 Pages, 1997/07
高温工学試験研究炉(HTTR)は、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cの黒鉛減速、ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉であり、平成9年末の臨界を目指して最終的な試験が行われている。HTTRでは、高温ガス炉の技術基盤の確立と高度化のための試験研究並びに高温工学に関する先端的基礎研究を行う予定である。本報では、これらの試験研究のうち、高温ガス炉の技術基盤の高度化のための試験研究の内容を将来高温ガス炉の実用化を念頭に置いて検討し、試験研究計画として詳細化した結果を示したものである。
竹田 武司; 國富 一彦; 大久保 実
日本原子力学会誌, 38(4), p.307 - 314, 1996/00
高温工学試験研究炉の設計上解決すべき課題の1つとして制御棒用スタンドパイプ(SP)の空気冷却設計があった。制御棒用SPの内部には、制御棒駆動装置(CRDM)があり、CRDMの温度が180Cを超える場合には、電気絶縁性が低下し、CRDMが正常に機能しない恐れがある。それ故に、3次元の熱流動解析により、制御棒用SPに対する適切な空気冷却方法を明らかにした。解析モデルの妥当性を確認するために、解析結果と縮尺1/2のモデルを用いた流れ実験の結果を比較した。解析において、円筒形のSPを簡略化した体積等価の直方体でモデル化し、かつ、SP群による運動量の形状損失を与えた結果、SP廻りの流れ実験の結果と良好な一致が得られた。また、空気の吹出し口の適切な設計条件は、吹出しノズルをSP群の周囲のリング状ダクトに30°間隔で5ヵ所設けることであり、本条件下ではCRDMの温度が制限温度を超えないことを解析により確認できた。
小森 芳廣; 斉藤 順一*; 酒井 陽之; 山本 克宗; 小山田 六郎; 斎藤 実
JAERI-M 94-042, 0, p.305 - 312, 1994/03
JMTRの低濃縮化が1993年11月に開始される予定である。低濃縮化に係るシリサイド燃料の安全性評価は主として既存のデータに基づいて行われたが、データの得られていない熱伝導度、水力特性及び核分裂生成物放出率について測定及び試験を行った。熱伝導度については、室温から300Cにかけてわずかに増加することが確認された。水力試験では、18m/sまでの流速に対し燃料板及び燃料要素に異常は認められなかった。核分裂生成物放出率の測定では、700Cにおけるヨウ素放出率は約53%であった。これらの結果及び既存データをもとにシリサイド燃料の安全性評価が行われ、その安全性が確認された。
岩村 公道; 渡辺 博典; 大久保 努; 新谷 文将; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(5), p.413 - 424, 1993/05
被引用回数：2 パーセンタイル：29.75(Nuclear Science & Technology)最高圧力15.5MPaの条件下で、軸方向非均一出力分布を有する三角配列7本ロッド集合体による、定常時及び非定常時限界熱流束(CHF)実験を実施した。定常CHF発生は、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-Iにより計算した局所流動条件をKfKのCHF相関式に適用することにより、10%以内の精度で予測できた。しかしながら、種々のメカニスティックCHFモデルと定常CHFデータとの一致は良好ではなかった。流量低下、出力上昇または流量と出力の同時変化条件下での非定常CHFは、準定常CHF予測手法により、定常CHF実験と同程度の精度で予測できた。本手法の予測精度は30%/s以内の流量低下率及び120%/s以内の出力上昇率の範囲内では過渡変化速度には依存しなかった。扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCPWR)の軸固着事故及び制御棒クラスタ飛び出し事故を模擬した熱水力条件下では、CHF発生に対して十分大きな余裕が存在することが明らかとなった。
岩村 公道; 渡辺 博典; 新谷 文将; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 92-050, 46 Pages, 1992/03
高転換軽水炉の運転時及び非定常時の熱水力特性を調べるため、流量及び加熱電力の非定常制御機構を有する高圧小型水ループを製作した。本装置を用いて、扁平二重炉心型高転換軽水炉の、一次冷却材ポンプ軸固着事故と制御棒クラスタ飛び出し事故の模擬試験を実施した。繰り返し試験の結果、流量及び燃料棒表面熱流束の過渡変化を、最適予測コードREFLA/TRACの事故解析結果とよく一致させることができた。本試験ではDNBは発生せず、安全解析結果と一致した。次に、事故模擬試験と同じ出力トランジェント形状のまま、DNBが発生するまで初期出力を上昇させて試験を行なった結果、本炉は十分大きな熱的安全余裕を有することを確認した。非定常時のDNB発生は、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1により計算された局所流動条件をKfK及びEPRI-ColumbiaのCHF相関式に適用することにより、10%以内の精度で予測することができた。
久木田 豊
原子力工業, 38(5), p.8 - 16, 1992/00
本稿では、PWRの小破断冷却材喪失事故(LOCA)及び異常な過渡変化時の熱水力挙動に関する研究計画であるROSA-IV計画の主要な成果ならびに将来計画を紹介する。ROSA-IV計画はTMI事故を契機として1980年に開始され、LSTF装置による総合実験を中心として、事故時の原子炉熱水力挙動の解明、解析コードの開発・改良、事故時運転員操作の有効性の実験的評価、実機における事故・故障事例の実験的評価などを目的とする研究を進めてきた。次期計画であるROSA-V計画では、同じくLSTFを使用し、炉心損傷防止のためのアクシデントマネージメントに関する研究を行う予定である。
久木田 豊; 安濃田 良成; 田坂 完二*
Nucl. Eng. Des., 131, p.101 - 111, 1991/00
被引用回数：24 パーセンタイル：90.24(Nuclear Science & Technology)ROSA-IV計画LSTF装置によるPWR小破断冷却材喪失事故(LOCA)及び異常な過渡変化に関する総合実験の第1期(第1次模擬燃料体を用いた実験、85年5月~88年8月)の主要な成果について述べる。本実験期間には合計42回の実験が行われ、内訳は小破断LOCA実験29回、異常過渡実験3回、1次系内の自然循環を定常状態で模擬した実験10回であった。これらの実験によって、小破断LOCA時及び異常過渡時におけるPWRの基本的熱出力挙動、特にループシールクリアリング現象、リフラックス冷却過程など、冷却材が減少した状態における炉心冷却を支配する種々の現象が解明された。
田坂 完二; 小泉 安郎; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 久木田 豊; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 川路 正裕; 村田 秀男
JAERI 1307, 379 Pages, 1987/11
ROSA-III計画におけるBWR/LOCAの総合実験の成果をとりまとめた。1978年4月から1983年3月にかけて実験を行った。実験結果と解析コードによる計算の結果から、ROSA-III実験とBWR/LOCAとの基本的熱水力挙動の相似性が主要なROSA-III実験に対して確認された。また、破断位置と破断面積を種々に変えた場合の事故のシナリオが充分理解でき、現行のBWRのECCSの有効性を実証した。ROSA-III実験の結果はBWR/LOCA解析コードの開発、改良そして評価のため、貴重なデータである。
傍島 真
JAERI-M 85-122, 126 Pages, 1985/08
軽水炉の冷却材喪失事故に対する安全防護系の1つである非常用炉心冷却系の炉心冷即性能を評価するために、各種の大規模試験を実施して現象を調べ、また試験結果を用いて解析コードの予測性能を検討した。試験内容には、単一圧力容器からのブローダウン実験、PWR模擬体系における非常用炉心冷却試験、BWRのスプレー冷却試験、大規模な再冠水冷却試験や気液対向流の個別効果試験がある。これらを通じて種々の試験パラメータの影響度評価や熱流動現象の解明を行い、整理結果を解析コードに組込んで予測性能を改良した。また炉心上部流動現象に関するモデルを作成した。非常用炉心冷却系の有効性を多面的に明らかにする中から、現用方式より優れた冷却性能を有する方式をも考案し、それを実証した。
神永 雅紀; 井川 博雅; 大河原 正美; 数土 幸夫
JAERI-M 85-071, 65 Pages, 1985/06
本報は、JRR-3改造炉の標準型燃料要素を模擬した燃料要素内の流動特性を、実験を行って調べ、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計において燃料板表面温度算出に用いる、ホット・チャンネル・ファクタのうち工学的因子である標準型燃料要素内のサブチャンネル聞流速分布因子及び流路断面積誤差因子を評価し、その妥当性を検討した結果について述べたものである。実験結果より、サブチャンネル間流速分布因子として1.08、また流路断面積誤差因子として1.17を得た。これらの実験により得られた値は、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計に用いられている。
数土 幸夫; 井川 博雅; 篠津 和夫*; 安藤 弘栄
JAERI-M 84-119, 108 Pages, 1984/06
本報は、熱出力20MWtのJRR-3改造炉の炉心熱水力・解析の基礎である炉心流動特性を、実規模ノモックアップ装置を用いて調べた実験結果と、その結果を基にし、JRR-3改造炉の定常運転時の炉心流量配分を確定した結果とについて述べたものである。定常運転時の炉心流量配分は、モックアップ装置とJRR-3改造炉とで若干異る寸法の効果を、実験結果を基に計算で補正し確定した。
竹下 功; 久木田 豊; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 9405, 121 Pages, 1981/03
本報告書は、昭和54年11月9日に実施したTEST1205のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。本試験ではバキュームブレーカを閉状態で固定し、その他の試験条件は同一破断口径による基本ケースであるTEST1203とほぼ同一に設定した。本試験におけるプールスウェル時のウェットウェル気相部最高圧力、ならびにダイアフラムフロア上向き差圧の値は、TEST1203の結果をやや上回り、プールスウェルに対するバキュームブレーカの効果が有意であることが示された。なお本レポートは、先にJAERI-memo 8875として刊行したものの公開版である。
竹下 功; 山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 8961, 121 Pages, 1980/07
本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験装置によるTEST1202のデータ報告である。本試験は、破断口径240mmの大口径蒸気放出試験であり、プールスウェルを試験対象とする蒸気放出試験であって、本試験の前に実施されたTEST1201(200mm)、および本試験後に引き続いて実施されたTEST 1203(220mm)とともに、破断口径を変数とするパラメトリック試験を構成する。本試験は支障なく行われ、得られたドライウェル初期圧力上昇率は、約225kPa/sであった。
小泉 安郎; 早田 邦久; 菊池 治*; 田坂 完二; 斯波 正誼
JAERI-M 8899, 110 Pages, 1980/07
BWRを縮尺模擬し、BWR LOCA時の熱水力力学的挙動並びにECCSの作動特性を調べるROSAIII実験のうち、RUN705及び、RUN706の結果に対し、RELAP-4Jコードを用い解析を行なった。RUN705は等温ブローダウン実験であって、RUN706はECCSを作動させない実験であった。系の圧力挙動についての実験結果と解析結果の一致は満足いくものであった。しかし、燃料棒表面温度の計算値は実験値よりかなり高く、また軸方向の温度分布も傾向が異なる。これは、計算では、炉心内水位と気液分布が実現象に即して表されていないこと、破断後早期の炉心入口流の計算に疑点があることなどによる。燃料棒表面温度の上昇はクオリティ上昇による熱伝達率低下による。今後の検討課題として、実験では、炉心入口流量の測定、再循環管路逆特性を明らかにすること、計算では、炉心内水位、気液分布の計算モデル改良の必要のあること、などが挙げられた。
竹下 功; 山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 8887, 132 Pages, 1980/06
本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験装置によるTEST1201のデータ報告である。本試験は、破断口径200mmの大口径蒸気放出試験であり、プールスウェルを試験対象とする最初の蒸気放出試験であって、引き続いて実施されたTEST1202(240mm)、TEST1203(220mm)と共に、破断口径を変数とするパラメトリック試験を構成する。本試験は支障なく行なわれ、得られたドライウェル初期圧力上昇率は152KPa/sであった。
菊池 治*; 小泉 安郎; 早田 邦久; 田坂 完二
JAERI-M 8729, 106 Pages, 1980/03
ROSA-III実験の目的は沸騰水型原子炉のLOCA時の現像の解明と安全性解析コードの評価と改良を目的としている。再循環ポンプ吸込側配管の両端破断を模擬し、ECCSをすべて作動させた実験RUN704の結果に対し、安全性解析コードRELAP4Jを用いて解析を行なった。その結果、系圧力変化については実験と計算ではほぼ一致するが、ヒータ表面温度の計算値は炉心内気水分布を実現象に即して表せないため、実験結果と相異する。従って気水分布計算モデルを改良する必要がある。また、実験の面では、装置のループ特性を調べる必要があること、上部プレナムの水位、温度分布の計測、炉心入口、主蒸気、破断口の各流量を確実に測定する必要がある。などの結論を得た。
