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入澤 啓太; 小松崎 利夫; 川戸 喜実; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘
JAEA-Technology 2014-039, 28 Pages, 2014/12
JAEA-Technology-2014-039.pdf:6.13MB
東海再処理施設で作製されたLA系アスファルト固化体は200Lドラム缶内に封入されており、アスファルト固化体貯蔵施設に13,296本収納されている。LA系アスファルト固化体の処分に向け、処分場設置スペースの効率化を図るための減容化策の一つとして、200Lドラム缶からアスファルト固化体を角型容器に詰め替えるための要素技術を検討した。詰め替え工程として、(1)ドラム缶からのアスファルト固化体の取り出し、(2)ポストフィーリング部の分離、(3)角型容器への充填といった一連の工程を考案し、個々の工程に対して2通りの操作方法を検討し、それぞれの技術の作業効率等を調べた。
岡部 一治*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.785 - 797, 1987/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)PWR LOCA時、ECC水バイパスおよび下部フレナムリフィル挙動の水力解析モデルを作成する為に、原研大型円筒炉心試験装置を使用して、フラッシング試験およびCCFL試験を実施した。フラッシング試験においては下部プレナムよりの二相混合体スウェリングにより、ECC水がバイパスされるのが観察され、このスウェル挙動は岡部らの提案によるボイド率相関式により良く記述された。ダウンカマ部CCFL試験のデータは、米国Battelle研究所で実施された同実験データと良く一致した。これらのスウェリング及びCCFLモデルを解析モデルとしてまとめ実PWRプラントのLOCA解析に適用した。その結果、現在の安全評価解析が、リフィル開始時の下部プレナム残存水量を零と予測しているのに対し、本モデルでは水の存在を予測している。ダウンカマ上部の残存水の効果を考慮しないと、再冠水開始時刻の予測の差は小さい。
井口 正; 杉本 純*; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*; 村尾 良夫
JAERI-M 87-052, 112 Pages, 1987/03
冷却水を上部プレナムに注入する型式のPWRのLOCA時熱水力挙動については、評価モデル条件のもとでの再冠水現象については検討されてきたが、リフィル挙動、最適評価条件のもとでの再冠水挙動については明かではなかった。そこで、円筒第二次炉心試験装置を用いて上部プレナム注水条件におけるリフィル挙動、最適評価条件のもとでの再冠水挙動を明らかにする。リフィル期には、円滑に下部プレナム内蓄水量は増加し、リフィルが達成された。上部プレナム注水条件では、上部プレナムで凝縮が起こり、冠水抑制力が弱まり再冠水過程初期にはコ-ルドレグ注水条件の場合より炉心冷却は良かった。これは、再冠水過程初期には上部プレナム注水が-ルドレグ注水より保守的(Conservative)であることを示す。また、最適評価条件で良好な炉心冷却が達成される事を確かめた。
岩村 公道; 傍島 真; 阿部 豊; 安達 公道; 大貫 晃; 刑部 真弘
JAERI-M 84-221, 151 Pages, 1984/12
PWR-LOCA時再冠水過程において、ECC水を健全コールドレグと上部プレナムに同時に注入した場合の炉心熱水力挙動を調べるため、平板炉心試験装置を用いて、飽和水および67Kサブクール水を上部プレナムに注入する試験S1-SH3およびS1-SH4を実施し、以下の知見を得た。(1)上部プレナム注入量が多い間は、炉心への落下水による冷却が見られたが、本格的な冷却は下部からの昇水開始時に行われる。(2)上部プレナムにサブクール水を注入し、下部プレナムからダウンカマに上記が流出できる条件下でも、サブクール水の連続的落下は起らず、落下水の蒸発による上向き上気流量の急増により落下が制限された。(3)炉心下端再冠水開始前には、落下水の蒸発により発生する上記の圧力上昇効果のため、下部プレナム水位の上昇がおさえられ、下からの炉心冠水が遅れる現象が認められた。
金澤 昌之*; 朝日 義郎; 平野 雅司
JAERI-M 84-132, 97 Pages, 1984/07
THYDE-P1は、加圧水型原子炉の冷却材喪失事故におけるブロードダウン、再浸水、再冠水過程を、一貫して解析するコードである。従来、同コードは種々の実験解析に適用され、最適評価(BE)計算コードとして、その高い解析性能が示されてきた。本報告では、同コードのブロードダウン、再浸水期の計算に対し、評価計算(EM)コードとして妥当とされているWREM/J2と同等の計算手法を確立し、それにより実施した最初の評価計算の結果を、WREM/J2の結果と比較検討した。本計算は、一連のTHYDE-P1サンプル計算のうち、RUN80として行なったものである。計算は、1.100MWeクラスの商用加圧水型原子力発電プラントの、コールドレグ、ギロチン破断による冷却材喪失事故(LOCA)を、400秒まで解析した。計算結果は、WREM/J2によるものと、良い一致が見られた。
岡部 一治*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(12), p.919 - 930, 1984/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.94(Nuclear Science & Technology)PWR大破断冷却材喪失事故時のブローダウン終盤における下部プレナムよりの二相混合体のスウェル挙動を理解することは、安全上重要な問題であるECC水のバイパスや下部プレナムリフィル過程の評価にとって重要な問題である。このスウェル挙動の解析モデルを作成する為に、下部プレナムでの減圧フラッシングを模擬した。空気-水可視実験を実施した。同実験において、下部プレナム内での二相状態が観察された。すなわち、空気-水二層混合体の上部に、ほぼ空気層ともいえる高ボイド率層が形成され上昇空気流により、水滴が二相混合体の表面からダウンカマ部へ持ち運ばれる状況が観察された。この実験結果に基づき、下部プレナム平均ボイド率と流出上気流体との間の新しい相関式を作成した。同相関式を用いて米国クレアレ社で実施した減圧フラッシング実験を解析し、測定された下部プレナム質量変化を良く予測することができた。
数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(1), p.32 - 41, 1984/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.94(Nuclear Science & Technology)抄録なし
須藤 高史*; 村尾 良夫
JAERI-M 83-121, 101 Pages, 1983/08
大型再冠水円筒炉心試験では、一次系の減圧過程を含む再冠水試験をリフィル模擬試験と呼んでいる。Cl-4では系を0.6MPaから0.2MPaに減圧させながら、ECC注水を開始し、Cl-15では、蓄圧系注水終了後窒素ガスを更に注入し、その影響をみた。得られた主な結果は次のとおりである。・減圧過程では、下部プレナム内の飽和水のフラッシングがみられた。・サブクール水のコールドレグ注入により、蒸気凝縮が生じ、減圧過程中に、健全ループ中い多量の蒸気が流れ、圧力容器減圧を加速した。・炉心蓄水量が初期に小さく、炉心入口流体温度も高くなり、基準試験(C1-2)に比べ、炉心熱伝達が低くなった。・窒素ガス注入による顕著な影響は観測されなかった。
安達 公道; 数土 幸夫; 深谷 好夫; 鈴木 紀男; 若林 隆雄; 傍島 真; 大山 勉; 新妻 泰; 岩村 公道; 刑部 真弘; et al.
JAERI-M 83-080, 171 Pages, 1983/06
平板炉心試験装置は、円筒炉心試験と共に、大型再冠水効果実証試験計画の一部をなし、PWRの冷却材喪失事故の再冠水課程における、二次元的な炉心熱水力挙動を実験的に解明することを主目的としている。本計画は、日本、米国、西独間の研究協力取極め(2D/3D協定)に基づき、三国間の共通の基盤に立って進められている。本報告書は、平板炉心試験装置(SCTF)第一次炉心の設計の方針および愛用を紹介して、本試験から得られるデータの有効利用を計るものである。
安達 公道; 数土 幸夫; 傍島 真; 岩村 公道; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊
JAERI-M 83-079, 116 Pages, 1983/06
本報は、大型再冠水効果実証試験・平板炉心第1次炉心試験の強制冠水試験シリーズのうち、系圧力を変化させて行った3つの試験のデータに基づき、再冠水現象に及ぼす系圧力の影響を検討したものである。系圧力の変化範囲は、0.2MPaを基準値として、0.15MPaから0.4MPaまでであり、主な検討項目は、炉心の全体的な温度挙動、クエンチに到る発熱棒表面の熱伝達率及び熱束の変化、炉心や上部プレナムの2次元的な熱水力挙動、およびホットレグキャリオーバの4項目である。本報告の内容は、加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時再冠水過程の炉心熱水力挙動の解析評価に重要な情報を提供するものである。
佐々木 忍; 新谷 文将
JAERI-M 8746, 72 Pages, 1980/03
CSNI標準問題No.8の解析 日本原子力研究所東海研究所安全解析部 佐々木忍、新谷文将 計算コードALARM-P1を用いて、セミスケールS-06-3実験の解析がおこなわれたので、ここに報告する。本問題は、1979年度NEA国際標準問題No.8として選ばれた。ここに報告するのは入力データ作成後、CSNIに送付した最初の計算結果である。使用されたコードの性格上、リフィル、リフラッドPhaseの解析は除外され、ブローダウンの解析が中心となった。結果として、ECC水の注入以前の水力挙動は漑ね実験データと一致してはいるが、ヒータ表面温度は、かなり低く予測された。ECC水注入後は解析モデルに起因する急激な圧力変動のため、26秒以降、計算が続行できなかった。データとの比較検討の結果、解析手法と入力データ双方にいくつかの問題点が明らかになり、次回の再解析で十分解析されるであろう。
