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中村 秀夫; 安濃田 良成; 田畑 広明*; 小幡 宏幸*; 新井 健司*; 栗田 智久*
JAERI-Conf 2000-015, p.177 - 184, 2000/11
横型熱交換器を用いた静的格納容器冷却系(PCCS)は、水平管内での非凝縮性ガスを含む凝縮伝熱流動に関する研究が少ないため、除熱性能の評価を十分行えない。そこで、横型PCCSの除熱性能評価に必要なデータを取得して凝縮伝熱モデルを作成するため、単一の水平U字管(伝熱長約8m、口径19, 32, 43mmの3体)を用いた管内凝縮の基礎伝熱試験を行う。発生する現象を予測するため、三菱による伝熱劣化の実験相関式をRELAP5/MOD3.2コードに導入し、32mm口径管でU字面が水平の場合につき、予備解析を行った。用いた相関式は条件を外挿適用しており、計算された流動様式もおおむね分離流と解析上の課題は残されたが、小さな出入口間差圧でもPCCSに要求される凝縮伝熱流動(ガス排気、凝縮水の排水を含む)を得る可能性があることが確認された。
原田 雄平*; 丸山 結; 前田 章雄*; 茅野 栄一; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純
JAERI-Conf 2000-015, p.309 - 314, 2000/11
シビアアクシデントに関する解析的研究により、軽水炉の一次系高圧シーケンスにおいて、原子炉冷却系配管の破損は、原子炉圧力容器の破損より先に起こる可能性が示された。軽水炉冷却系配管材料の高温強度モデルの確立は、事故の進展を正確に予測し、配管挙動を評価するために重要である。材料試験に基づき、800
以上における0.2%耐力と引張強さは、絶対温度の逆数の2次式で良く表される。ここで、配管材料は、SUS316ステンレス鋼、原子力用SUS316ステンレス鋼、CF8M鋳造二相ステンレス鋼及びSTS410炭素鋼である。高温における短時間クリープ破断時間及び最小クリープ速度は、応力及び温度の関数として修正ノルトン則で良く表される。クリープデータと引張データから、動的再結晶効果の生じる温度領域を明らかにした。
工藤 保; 丸山 結; 柴崎 博晶*; 日高 昭秀; 中村 秀夫; 茅野 栄一; 湯地 洋子; 橋本 和一郎
JAERI-Conf 2000-015, p.216 - 221, 2000/11
シビアアクシデント時に損傷した炉心から発生する核分裂生成物(FP)化合物は、一次系配管を通過する際に、雰囲気中で分解または構造材と相互作用する可能性がある。FP化合物の分解または化学変化は、それらの性質を変えることであり、その後のFP再蒸発等の挙動に大きく影響を及ぼす。そこで、配管信頼性実証試験(WIND)では、模擬FP(ヨウ化セシウム等)と構造材(SUS316等)の相互作用に関するデータ取得のためにFP/構造材相互作用試験を実施している。試験結果から、ヨウ化セシウムは空気侵入条件において分解しやすいこと、セシウムの一部は構造材と相互作用してクロム酸セシウムを生成する可能性があること、分子ヨウ素が構造材中に入り込むことが明らかとなった。
中村 武彦; 日高 昭秀; 工藤 保; 林田 烈*; 大友 隆; 中村 仁一; 上塚 寛
JAERI-Conf 2000-015, p.201 - 209, 2000/11
最初のFP放出実験VEGA-1を1999年9月9日に実施した。実験では燃焼度47GWd/tDのPWR燃料約10gを2500
Cで10分間加熱した。実験雰囲気は、0.1MPaヘリウムで、FP放出挙動は燃料、エアロゾルフィルター、コンデンサー、希ガストラップに設置した
線検出器によって測定された。Cs-134及びCs-137が支配的な燃料線強度は、1350Cの調整段階から1727Cの温度プラトーに向けて昇温を開始すると同時に減少を始めた。これに続き、加熱炉から約2.5m下流のフィルターの線強度が上昇し始め、同時に希カズトラップのKr-85強度も増加を開始した。こうした線強度の変化から、Cs-134, Cs-137, Ru-106, Eu-154等の放出率を予備的に評価した。酸化雰囲気で高温の実験を実施するために必要な、二酸化トリウム(トリア)構造物の製作を3種類の鋳込み方法で実施した。1999年度末には、試作品を用いた昇温実験を予定している。
茅野 栄一; 丸山 結; 湯地 洋子; 柴崎 博晶*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 工藤 保; 橋本 和一郎; 前田 章雄*
JAERI-Conf 2000-015, p.303 - 308, 2000/11
日本原子力研究所では、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。WIND計画ではこれまでに配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得してきた。これと並行して、実施した試験の試験後解析を行い、解析モデルの適用性を検討してきた。WIND計画で実施されたいくつかの配管破損試験の事例を提示する。さらに、それらの1つである原子力用SUS316冷間引抜管を用いた小口径配管試験の試験後解析を実施した。この解析では3次クリープ域を考慮した構成式を用いた。2次元モデル及び3次元モデルの解析結果の提示、及び試験結果との比較を行った。2次元解析の結果は、配管外径の膨張履歴や試験後の外径と肉厚を良好に再現した。3次元解析の結果は、過小評価ではあるものの、破損時間は推定誤差範囲内に収まった。
柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 湯地 洋子; 茅野 栄一; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 橋本 和一郎
JAERI-Conf 2000-015, p.225 - 230, 2000/11
日本原子力研究所の配管信頼性実証試験計画では、エアロゾル再蒸発挙動を把握することを目的に配管内エアロゾル再蒸発試験を実施している。配管内エアロゾル挙動試験装置では、前段及び後段試験部としてステンレス鋼直管を水平に設置した。前段試験部にCsIエアロゾルを導入し、一旦沈着させた後に同試験部を段階的に再加熱した。前段試験部から再蒸発したエアロゾルを、温度勾配を設定した後段試験部に沈着させた。また、PWRの状況を模擬するためメタホウ酸を装荷した試験も実施した。メタホウ酸を装荷した試験では、高温部においてセシウムのみが沈着していた。また、試験部温度が上昇するにつれて沈着セシウムに対する沈着ヨウ素の割合が減少していることがわかった。試験後に、ESCAによる分析の結果、沈着したCsIがメタホウ酸と反応してホウ酸セシウム、酸化ホウ素及びヨウ素が生成していると推定された。
湯地 洋子; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 丸山 結; 茅野 栄一; 中村 秀夫; 吉野 丈人*; 鈴木 健祐*; 橋本 和一郎
JAERI-Conf 2000-015, p.231 - 235, 2000/11
日本原子力研究所におけるWIND計画では、原子炉冷却系配管内でのFPエアロゾルの挙動を確認することを目的に配管内エアロゾル挙動試験を実施しており、試験の解析を通してFP移行沈着挙動を精度よく予測する解析モデルの整備と検証を行っている。配管内エアロゾル挙動試験の一つである再蒸発試験の沈着段階(WAV4-D)について、原研が開発したARTコード及び米国SNLが開発したVICTORIAコードを用いて解析し、試験結果と比較して解析モデルの適応性を検討した。試験では擬似FPとしてCsIを用いており、PWR冷却系配管を模擬するために試験部床部にメタホウ酸を装荷している。ホウ酸を考慮しない解析ではARTとVICTORIAの結果がよく一致することを確認した。また、ホウ酸の影響を考慮することで、解析結果が試験結果に近くなることを確認した。
日高 昭秀; 中村 武彦; 工藤 保; 林田 烈*; 中村 仁一; 大友 隆; 上塚 寛
JAERI-Conf 2000-015, p.193 - 200, 2000/11
日本原子力研究所では、シビアアクシデント条件下の照射済燃料からの放射性物質の放出挙動を調べるため、VEGA計画を進めている。同計画では、これまでの類似実験では得られていなかった、3000の高温条件及び加圧雰囲気(1.0MPa)下における照射済燃料からの中・難揮発性FPや超ウラン元素の放出挙動を調べる予定である。特に、雰囲気圧力の影響を調べる試験は世界で初めてであり、本試験の最大の特徴と言える。第1回目のVEGA-1実験の前に、非放射性で揮発性のCsI粉末を装置内で蒸発させ、装置の基本性能を確認するための実験を行った。その結果、エアロゾルフィルターの捕集効率は約98%であること、設計通りにフィルターの下流側に到達するCsIエアロゾル量は微量であること、しかしながら、わずかに形成されたI
ガスはフィルターを通過し、コンデンサー前の低温配管へ凝縮することを明らかにした。
