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小山 直*; 濱本 真平; 金城 紀幸*; 根本 隆弘; 関田 健司; 磯崎 実; 江森 恒一; 伊藤 芳輝*; 山本 秀雄*; 太田 幸丸; et al.
JAEA-Technology 2007-047, 40 Pages, 2007/08
日本原子力研究開発機構が所有する高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉補助施設に設置しているガス圧縮機は、一般的な往復圧縮機を採用しているが、冷却材漏洩防止等の観点から複雑なロッドシール機構を有している。これまでの運転結果より、ガス圧縮機のロッドシール機構は、シールオイル漏れを頻発しており、長期連続運転における信頼性に問題があった。調査の結果、シールオイル漏れの原因は、おもにシール材の限界摺動特性を超えた範囲で使用したため、シール材リップが摩耗・変形し、シール機能が維持できないことにあった。そこで、代替シール材の選定,工場試験装置を用いた耐久性評価試験,実機を用いた実証試験を通して、長期連続運転に耐え得るシール材の見通しを得た。
田中 忠夫; 山本 忠利; 神山 秀雄*
日本原子力学会誌, 37(1), p.51 - 58, 1995/00
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)難透水性地層試料を対象とした放射性核種の移行試験を長期間にわたり行う場合、安定な放射性核種供給源があると試験の実施が容易となる。放射性核種供給源として適当な汚染層構成素材を選定するため、中性化が進行したセメント、海岸砂、ケイソウ土、砂岩、陽イオン交換樹脂、ゼオライト、シリカゲル及び豊浦砂の8種素材を対象として、Co,Sr及びCsの吸着特性及び脱離特性を調べた。シリカゲルは、長期間の物理・化学的安定性、3核種全てに対する吸着親和性、核種の放出効率、放出率の安定性、放出化学形の均一性等が、他の素材に比べて優れていた。放射性核種供給源に要求される物理・化学的特性を有しているシリカゲルは、汚染層構成素材として充分利用可能であることが示された。
神山 秀雄*; 山本 忠利; 下岡 謙司; 武部 愼一; 小川 弘道; 田中 忠夫; 向井 雅之; 古宮 友和; S.Li*; Z.Wang*; et al.
JAERI-Research 94-009, 44 Pages, 1994/07
低レベル放射性廃棄物の浅地層中処分に係わる安全評価手法を確立することを目的として、中国輻射防護研究院との協力研究を5年間にわたって実施した。黄土層から成る野外試験場においてH、Co、Sr及びCsの移行試験を自然条件及び人工降雨による促進条件の下で2年にわたり実施するとともに、実験室実験及びサイト特性調査により移行パラメータ等の種々の情報を得た。人工降雨条件下におけるSrの移行は局所吸着平衡モデルで解析評価できることが分かった。CoとCsの移行については速度論的吸着モデルの適用の優位性が示唆された。自然条件下におけるCo、Sr及びCsの移行現象は、人工降雨条件下の試験、実験室実験、サイト特性調査等の結果を総合的に解析することにより得た移行パラメータと吸着・移行モデルを組み合わせることにより評価できることが実証された。
久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.
JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01
本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。
熊丸 博滋; 平田 和男*; 中村 秀夫; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 片山 二郎; 山本 信夫; et al.
JAERI-M 89-027, 105 Pages, 1989/03
本報はROSA-IV計画の大型非定常試験装置(LSTF)による高圧注入系(HPIS)の故障を仮定した5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-18の実験データをまとめたものである。実験では炉心露出が2回観察された。第一回目の炉心露出は、ループシールクリアリング時に発生した。この炉心露出は、蒸気発生器(SG)Uチューブ及びSGプレナムの上昇流側と下降流側での冷却材のホールドアップの差により生じるマノメータ効果により増幅された。本実験の燃料棒表面最高温度(PCT)は、ループシールクリアリング直前のこの一時的な炉心露出の間に観察された。第2回目の炉心露出は炉心ボイルオフにより発生したが、畜圧注入系(ACC)が自動的に作動した後に炉心冷却は回復した。本報は、本実験の全データをまとめたものである。データは工学単位に変換して集録されている。
ROSA-IVグループ*; 田坂 完二; 田中 貢; 鈴木 光弘; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 山本 信夫; 熊丸 博滋; 川路 迅裕; et al.
JAERI-M 84-237, 300 Pages, 1985/01
ROSA-IV計画では、大型非定常試験装置(LSFF)を用いて、PWR小破断冷却材喪失事故及び運転時の異常過渡に関する総合実験を行う。本報は、LSTF実験の結果を理解するのに必要となる情報を提供することを目的としている。本報では、ROSA-IV計画の概要ならびにLSTF装置の設計条件、装置各部の構造及び機能、計測制御系、データ収録系、さらに、LSTF装置で行われる実験の概要について述べる。
生田目 健; 久木田 豊; 伊藤 秀雄; 山本 信夫; 斯波 正誼
JAERI-M 8780, 134 Pages, 1980/03
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験は、LOCA時にBWR用MarkII格納容器に発生すると予想される熱水力現象に関する試験を行い、格納容器の信頼性実証に資するデータを得ることを目的としている。試験装置の体積縮小率はドライウェルについて1/18、ウェットウェルはiである。本報告では、S54年3月に完成した試験装置について装置本体ならびに計測系の概要をのべる。
傍島 真; 安達 公道*; 岡崎 元昭*; 鈴木 光弘; 生田目 健; 斯波 正誼; 松本 巖; 鈴木 紀男; 村田 秀男; 千葉 辰夫; et al.
JAERI-M 6709, 169 Pages, 1976/09
本報文はPWRのLOCAの模擬試験であるROSA-II試験結果の1部(Runs 310,311,312,313,317)をまとめたものである。これらのテストはいずれも口径37.5mmの低温側配管の両端ギロチン破断であり(Runs 310のみ圧力容器側破断口径が25.0mmとなっている)、実験条件の異なっているの羽ECCSの注入条件、炉心加熱条件、破断口径である。これらの試験結果により次のような結論が得られた。(1)ROSA-II試験では、低温側配管に注入したACCとLPCIの水が大部分破断口へ流出してしまった。(2)ACC注入によりかなり大きい凝縮効果が現われた。これは炉心部の下向き流れを促し、一時的には炉心の冷却に役立ったが、ダウンカマー部でのバイパス現象も強める結論となった。(3)LPCIを高音側配管に注入した場合、低温側配管に注入した場合に比べて炉心の冷却がよくなった。ただし炉心に上から冷却材が流下する場合、炉心の各部で冷却の良否にかなり大きな分布が見うけられた。
島宗 弘治; 斯波 正誼; 安達 公道; 生田目 健; 鈴木 紀男; 大久保 薫; 千葉 辰夫; 伊藤 秀雄; 傍島 真; 山本 信夫; et al.
JAERI-M 6318, 157 Pages, 1975/11
軽水炉の冷却材喪失事故について知見をえるため、安全工学第一研究室が昭和45年12月から昭和48年3月にかけて実施したROSA-I計画の総合報告書である。最初に実験研究の目標について説明し、ついで実験装置および実験データを詳細に紹介し、最後に実験データを用いて行った解析についてふれる。
斯波 正誼; 安達 公道; 松本 巖; 鈴木 紀男; 村田 秀男; 千葉 辰夫; 伊藤 秀雄; 大崎 秀機; 山本 信夫
JAERI-M 6247, 109 Pages, 1975/11
このレポートは、日本原子力研究所で行なわれている加圧水型炉の冷却材喪失事故の模擬試験であるROSA-II計画に使用しているROSA-II装置の詳細な説明である。説明はとくにROSA-II計画の実験解析を行なうさいに必要と考えられる装置の諸元等の紹介に重点をおいている。計測器についても詳しく紹介する。
瀬古 典明; 保科 宏行; 笠井 昇; 玉田 正男; 桐生 俊幸*; 山口 容史*; 山本 秀雄*; 田中 和也*; 安斉 康宏*; 安齋 修宏*; et al.
no journal, ,
平成18年から19年度に経済産業省の地域新生コンソーシアム研究開発事業「温泉水中のスカンジウム捕集に関する研究開発」で得られた結果について、スカンジウム回収用の捕集材の合成,捕集材を充填した捕集装置の運転に関する成果報告を行う。具体的には、捕集材合成では、照射と反応を別工程で行う反応装置を開発し、日産12kgの製造を可能にした。捕集装置の運転では、空間速度が250h以下では、4.5mの温泉中のスカンジウムを95%以上、13mの温泉水中のスカンジウムを50%以上回収できることがわかった。