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報告書

HTTRにおけるガス圧縮機のシールオイル漏れに関る改善

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

JAEA-Technology-2007-047.pdf:18.83MB

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。

報告書

BWRポストCHF試験データレポート; 過渡事象炉心伝熱流動試験計画(受託研究)

井口 正; 伊藤 秀雄; 木内 敏男; 渡辺 博典; 木村 守*; 安濃田 良成

JAERI-Data/Code 2001-013, 502 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-013.pdf:32.38MB

原研は大型再冠水効果実証試験第2期計画として、過渡事象炉心伝熱流動試験計画を実施した。本試験計画では、従来型の軽水炉の定格条件を模擬でき、模擬燃料15本(ほかに非発熱棒1本の合計16本で4$$times$$4管群を構成する。)から構成される模擬炉心を有する過渡事象炉心伝熱流動試験装置を用いて試験を行い、軽水炉の異常な過渡変化及び事故時の炉心冷却の実証と安全余裕の定量化を行う。本試験計画の一環として、ポストCHF熱伝達に関するデータを取得した。本試験データは、軽水炉の炉心ヒートアップ後の炉心温度を評価するには必須のデータである。これまでのこの種の試験データに比べて、極めて高温の条件、低圧から高圧までの広い圧力範囲をカバーしているところに特徴がある。また、従来の多くの研究では、最も早くヒートアップした領域を対象としているが、ヒートアップ域の拡大や縮小,ヒートアップ域の軸方向の相違などについてはあまり議論されていない。本試験では、炉心下端から上端までの広い範囲の被覆管温度を取得した。本報告書では、ポストCHF熱伝達試験の試験条件,被覆管温度データ,ポストCHF伝達率などのデータをまとめ、試験データを解析する際の資料とする。

報告書

事故時格納容器挙動試験(ALPHA); 装置設計報告書

山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 森山 清史; 伊藤 秀雄; 小森 慶一; 園部 久夫; 杉本 純

JAERI-Tech 98-019, 105 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-019.pdf:4.03MB

本報は軽水炉のシビアアクシデント時に格納容器に加わる負荷、格納容器からのリーク及び格納容器内でのFPエアロゾル挙動を定量的に評価することを目的とした事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の実験装置の設計について述べたものである。本試験計画では、シビアアクシデント時の格納容器内における主な事象のうち、溶融物冷却材相互作用、溶融物コンクリート相互作用、FPエアロゾル挙動及び格納容器貫通部からのリーク挙動を対象としている。試験装置の設計にあたってこれら諸現象を忠実に模擬できること、高温・高圧をはじめ、従来の研究で不十分だった範囲をカバーできること、アクシデントマネージメントの観点からも独自な試験が行えること等に配慮した。本報では、試験目的、方法等に基づいて決定された装置の仕様、テスト部の諸元等について詳述する。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF gravity-driven safety injection experiment Run SB-CL-27

与能本 泰介; 斎藤 誠之*; 黒田 猛*; 安濃田 良成; 久木田 豊; 大木 友三郎; 伊藤 秀雄; 大崎 秀機; 大和田 孝雄; 錦沢 友俊; et al.

JAERI-M 94-069, 145 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-069.pdf:4.07MB

本報は、1992年9月17日にROSA-IV LSTF装置を用いた行った重力駆動安全注入実験のデータをまとめたものである。この実験は加圧水型原子炉(PWR)小破断冷却材喪失事故時における重力駆動安全注入系の熱水力挙動を検討するために行なわれたものである。実験で使用した注入系は炉容器の上部に置かれたタンクと一次系に対する注入及び均圧のための配管系で構成されており、初期状態では加圧器と同圧の常温水をタンク内に保有している。実験では破断の開始と同時に注水及び均圧配管の弁を開放した。この直後にタンクとこれらの配管において自然循環が生じ、コールドレグからの高温水の流入によりタンク内に温度成層が形成された。この温度成層のため、タンク水位が低下する時、安全注入に悪影響を与える蒸気と常温水の直接接触による凝縮減圧は発生しなかった。

報告書

ALPHA計画の溶融物冷却材相互作用試験で用いるテルミットの比熱及び温度の評価

丸山 結; 山野 憲洋; 伊藤 秀雄; 小森 慶一; 園部 久夫; 八木岡 隆一; 杉本 純

JAERI-M 93-096, 15 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-096.pdf:0.72MB

ALPHA(事故時格納容器挙動試験)計画は、軽水炉のシビアアクシデント時において、格納容器に加わる負荷と格納容器からのリークを定量的に評価することを目的としている。ALPHA計画の試験項目の1つである溶融物冷却材相互作用試験では、酸化鉄とアルミニウムとのテルミット反応により生成される溶融物を用いている。溶融物冷却材相互作用試験で発生する水蒸気爆発の熱エネルギーから機械エネルギーへの変換効率の評価等に資するため、溶融したテルミットの比熱及び表面温度を測定した。その結果、比熱は約1000J/(kg・K)、表面温度は反応終了直後において約2700K、反応開始から30秒経過した時点で約2500Kであった。測定から得られた比熱は、テルミット製作メーカーから入手したテルミット反応生成物の高温時参考データと反応生成物の混合割合から推定した値、約960J/(kg・K)とほぼ同等であった。

論文

Fiber-optics video probes for observation of high-pressure high-temperature two-phase flow

中村 秀夫; 村田 秀男; 伊藤 秀雄; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 久木田 豊

可視化情報学会誌, 12(47), p.47 - 56, 1992/10

高圧の蒸気/水二相流の可視観察は、多くの工業分野、特に相変化や相分離/混合が複雑に関与した現象を扱う分野で必要とされている。従来、空冷を施した大型の内視鏡(ビデオプローブ)が使用されてきたが、測定対象の二相流に乱れを与える場合があった。原研では、プローブの流れへの影響を低減する為、照明、観察共に石英系光ファイバーを用い、PWRの運転条件(圧力16MPa、温度325$$^{circ}$$C)でも無冷却で使用可能な小型プローブを開発した。ここでは、ROSA-IV/LSTF実験装置での使用/改良に基づく経験をまとめた。特に、高温の蒸気/水雰囲気での光学窓(サファイア)の腐食、高温での光ファイバーと金属製保護管との延び差吸収のためのスライド機構、鮮明な画像を得るための照明等の問題点をまとめ、併せて実験で得られたLOCA実験時の二相流観察例を紹介する。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 10% hot leg break experiment Run SB-HL-04

久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-040.pdf:3.42MB

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(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、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。

論文

Fiber-optics video probes for observation of high-pressure two-phase flow

中村 秀夫; 村田 秀男; 伊藤 秀雄; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 久木田 豊

ANS Proc. 1991 National Heat Transfer Conf., Vol. 5, p.175 - 180, 1991/00

高温高圧条件下での蒸気/水二相流の可視観察は、多くの工業、特に相変化や相分離/混合が複雑に関与した現象を扱う分野で大変必要とされている。従来、空冷を施した大型のビデオプローブが使用されてきたが、プローブの冷却とプローブ自身の流路閉鎖性により、測定対象の二相流に乱れを与える場合があった。原研では、プローブが流れに与える影響を低減する為、照明、観察共に石英系光ファイバーを用い、加圧水型原子炉の運転条件(~16MPa,~325$$^{circ}$$C)下でも無冷却で使用可能な小型ビデオプローブを開発した。ここでは、本プローブを、ROSA-IV/LSTF実験装置で使用/改良した経験をまとめた。特に、高温蒸気/水雰囲気中でのサファイア光学窓の腐食、高温条件下での光ファイバーと金属製保護管との延び差吸収の為のスライド機構、鮮明な画像を得る為の照明等の問題点をまとめ、あわせて実験で得られた二相流の観察例を紹介する。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 10% hot leg break experiment; Run SB-HL-02

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

JAERI-M-90-039.pdf:3.38MB

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。

報告書

Data report for ROSA-IV/LSTF 5% hot leg break experiment Run SB-HL-01

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

JAERI-M-89-225.pdf:3.53MB

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。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 5% cold leg break LOCA experiment Run SB-CL-08

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

JAERI-M-89-220.pdf:3.57MB

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。

報告書

ROSA-IV/LSTF 5% cold leg break LOCA experiment Run SB-CL-18 data report

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

JAERI-M-89-027.pdf:2.8MB

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。

報告書

改良舶用炉の試設計の評価,7; 遮蔽性能,I,遮蔽設計の妥当性

伊勢 武治; 成田 秀雄*; 伊藤 泰義

JAERI-M 88-055, 48 Pages, 1988/03

JAERI-M-88-055.pdf:1.28MB

改良舶用炉試設計の3炉型(半-体型、-体型炉、自己加圧-体型炉)の遮蔽設計に対し、通常運転時および仮想事故時における解析評価を実施した。

論文

Image fiber video probe for high pressure and high temperature steam/water two-phase flow

中村 秀夫; 安濃田 良成; 村田 秀男; 久木田 豊; 伊藤 秀雄; 小泉 安郎; 田坂 完二

Forum on Industrial Applications of Fluid Mechanics,1988, p.77 - 80, 1988/00

高温高圧水/蒸気二相流の可視観察及び可視流動診断は、沸騰や凝縮、更に複雑な二相流条件を扱う多くの工学的応用分野で必要とされている。本発表では、原研のROSA-IV計画に於て進められてきた。光ファイバーを用いた小型の高温高圧水/蒸気二相流観察用ビデオプローブの開発と応用について述べる。

報告書

ROSA-IV Large Scale Test Facility(LSTF)System Description

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

JAERI-M-84-237.pdf:7.57MB

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。

報告書

ROSA-IV計画のLSTF装置におけるTMI模擬実験の検討

田中 貢; 田坂 完二; 伊藤 秀雄; 大和田 孝雄; 大和田 明彦; 小笹 竪太郎*

JAERI-M 83-105, 61 Pages, 1983/07

JAERI-M-83-105.pdf:2.4MB

ROSA-IV計画の大型非定常試験装置(LSTF)は、PWRにおける小破断冷却材喪失事故や運転時の異常な過渡などに関するシステム効果実験を行うことを目的としており、現在、その設計ならびに建設が進められている。このLSTFにおける実験の一環として、1979年3月、米国で発生し、一種の小紙断冷却材喪失事故でありながら、商業原子炉史上、最悪の事故となったTMI事故を模擬した実験を実施することが計画されている。本報告は、TMI事故時のプラントの運転状況を詳細に調査して明らかにするとともに、さらにそれを基に、LSTFによるTMI模擬実験の実施方法の考え方をまとめたものである。実験を実施するにあたっては、本報告書をもとに、今後さらに、LSTFの具体的な運転手順を検討する必要がある。

報告書

Conceptual Design of Large Scale Test Facility(LSTF) of ROSA-IV Program for PWR Small Break LOCA Integral Experiment

田坂 完二; 田中 貢; 伊藤 秀雄; 片多 勝男*; 渡辺 憲次*; C.P.Fineman*; D.R.Bosley*; 斯波 正誼

JAERI-M 9849, 67 Pages, 1981/12

JAERI-M-9849.pdf:1.58MB

TMI-2号炉事故を契機として軽水炉の安全性研究計画が見宿され、小口径配管破断冷却材喪失事故(SBLOCA)および異常過渡事象に関する研究の重要性が指摘された。これを受けて、日本原子力研究所ではROSA-IV計画を開始し、現在分離効果実験用のTRTF(Two-Phase Test Facility)の建設ならびにシステム効果実験用LSTF(Large Scale Test Facility)の設計を行っている。本報告書はLSTFの設計方針とその主要仕様を紹介したものである。

報告書

Monitoring of Low Level Environmental Gamma Exposure by the Centralized Radiation Monitoring System

片桐 浩; 小林 秀雄; 柴田 光; 国分 守信; 伊藤 直次

JAERI-M 9578, 19 Pages, 1981/07

JAERI-M-9578.pdf:0.65MB

原研の新環境監視システムは、平常運転時の低レベル$$gamma$$線の管理、事故の検知と環境データの集中化、データの保守と管理の効率化を計って設計製作されたものである。本報は、システムの構成と機能及びモニタリングポストによる$$gamma$$線量の観測結果と計算値との比較について述べたものである。モニタリングポストで日常的に観測された$$gamma$$線照射線量を気象データで分類し統計的に解析した結果、1mR/年程度の放射性雲からの線量が自然放射線から分離評価できた。またこれらの実測評価値と安全審査等で環境$$gamma$$線被曝線量評価に用いられている計算方法および環境監視システムに組み込まれている計算方法による計算評価値とを比較した結果、両方法とも実測値と良い相関を示し、これら計算による線量推定方法が日常の環境管理に効果的に活用できることが判った。

報告書

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験の試験装置

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

JAERI-M-8780.pdf:4.05MB

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。

報告書

軽水炉冷却材喪失事故時の一次冷却系内の熱水力学的挙動; ROSA-Iによる模擬試験結果

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

JAERI-M-6318.pdf:5.95MB

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。

報告書

ROSA-II試験装置の概要

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

JAERI-M-6247.pdf:3.92MB

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。

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