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伊藤 裕道*; 大田 克; 川原 啓孝; 小林 哲彦; 高松 操; 長井 秋則
JAEA-Technology 2016-008, 87 Pages, 2016/05
JAEA-Technology-2016-008.pdf:18.11MB
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係る復旧措置の一環として、炉心上部機構交換作業を平成26年3月24日に開始し、同年12月17日に完了した。炉心上部機構は、交換することを前提に設計されたものではなく、これまでに交換した実績も有していないため、旧炉心上部機構を引き抜くことができないリスクがあった。このため、旧炉心上部機構ジャッキアップ試験を実施し、旧炉心上部機構を確実に引き抜ける見通しを得た。引き続き、旧炉心上部機構引抜作業を実施し、当該作業を完遂できた。新炉心上部機構据付作業では、装荷前に仮蓋を案内スリーブに通過させることにより装荷に必要なスペースが確保されていることを確認した。また、位置調整・揺動防止のためのガイドローラー及び所定の位置に精度よく据え付けるための拘束治具を使用した。この結果、有害な干渉がなく装荷され、要求据付精度
1.02mmに対し、0.350.1mmの精度で据え付けることができた。
藤本 望; 橘 幸男; 七種 明雄*; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.273 - 281, 2004/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)HTTRの出力上昇試験では、熱漏洩の観点から二つの事象があった。一つは一次上部遮蔽体の温度上昇であり、もう一つは炉心支持板の温度上昇であった。これら二つの原因は構造物中のわずかなヘリウムの流れによるものであった。一次上部遮蔽体の温度上昇については、微少なヘリウム流れの抑制,放熱の促進,断熱材の設置が行われた。炉心支持板の温度上昇については、微少なヘリウム流れを考慮した温度評価を再度行い、炉心支持板の設計温度を見直した。これらの対策により、それぞれの温度を制限値以下に収めることができた。
大貫 晃; 大久保 努; 秋本 肇
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
将来型炉の候補として原研で設計研究が進められている稠密炉心を用いた重水減速加圧水型炉の大破断LOCA時再冠水期の炉心冷却に関するフィージビリティ・スタディを行った。原研で開発整備してきた多次元二流体モデルコードREFLA/TRACによる2次元解析により評価した。現在の設計案では圧力容器内の多次元的な熱流動挙動により炉心冷却性が支配され、炉心中心領域での冷却は良好であるが外周部での冷却は悪い。安全基準を満たすうえで上部プレナム注水が有効であることを示した。
数土 幸夫; 傍島 真; 岩村 公道; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道
JAERI-M 83-114, 117 Pages, 1983/07
本報告書は、PWR-LOCA時の再冠水過程で炉心から吹上げられて形成する上部プレナム蓄水の、再冠水現象に及ぼす影響を調べたものである。同一条件の強制注水の下に、炉心上部の上部炉心支持板直上にある抽水ラインのバルブを全開にして上部プレナム蓄水を抽出した実験S1-03と抽水しない実験S1-01用とを比較した。BOCREC後約200秒までは、S1-03でもS1-01と同程度の蓄水が見受けられ、炉心内挙動・ホットレグへのキャリーオーバ特性に顕著な差は見受けられなかった。しかしそれ以後では、S1-03の蓄水はS1-01より小さく、炉心中央以下での熱的挙動には差が無いものの、(1)炉心より上方及び炉心内の流体挙動の2次元性が平坦化される、(2)炉心上部でクエンチ時間が長くなる、(3)ホットレグへのキャリーオーバ水量及び炉心内蓄水が減少する、ことがわかった。
阿部 豊; 数土 幸夫; 刑部 真弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(7), p.571 - 583, 1983/00
被引用回数：6 パーセンタイル：60.89(Nuclear Science & Technology)本研究は、PWR-LOCA時の再冠水過程における炉心上部でのクエンチ現象、すなわち、トップクエンチとボトムクエンチの特性を実験的に調べたものである。炉心上部のクエンチ現象の特性は、TRACのような最適安全評価解析コードによってさえ良く予測されていない。本研究により以下のことが明らかになった。(1)炉心上部におけるクエンチ現象は、クエンチ速度とクエンチ温度の関係において、次の3つの型に分類される。(I)発熱棒におけるトップクエンチ、(II)非発熱棒におけるトップクエンチ、及び(III)発熱棒におけるボトムクエンチである。(2)発熱棒でのトップクエンチは、その発熱棒に隣接する非発熱棒を伝わり落ちる液膜の影響を受ける。(3)発熱棒でのトップクエンチ速度は、クエンチ温度の上昇とともに増加するが、それは従来の理論による予測とは反対の傾向である。(4)非発熱棒でのトップクエンチは、従来の理論と同じ傾向をもっている。
-ray dose rates on the upper core structure of the experimental fast reactor Joyo伊藤 主税; 山本 崇裕; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆
no journal, ,
高速実験炉「常陽」で行われた旧炉心上部機構(UCS)収納キャスクの遮蔽設計と引き抜き作業の放射線管理に資するため、QADコードによる計算値を炉内の線量率測定結果により補正して、旧UCSの線量率を評価した。この評価手法を検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)を用いて、旧UCSが収納された状態のキャスク表面の線強度分布を測定した。一方、前述の評価手法によりキャスク表面の線量率を計算し、PSFの検出器応答を求めてPSFによる測定値と比較した。その結果、計算値は測定値の2倍程度で位置分布の傾向は一致した。計算値と測定値の比を用いて計算値を修正した最終評価値は、サーベイメータによる何点かの測定値とおおむね一致し、線評価手法の妥当性を確認した。
