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報告書

Sodium fire test at broad ranges of temperature and oxygen concentrations, 4; Low temperature sodium spray tests (Translated document)

川田 耕嗣; 松木 卓夫*; 宮原 信哉

JAEA-Review 2011-046, 42 Pages, 2012/02

JAEA-Review-2011-046.pdf:2.41MB

初期温度が約250度のナトリウムを用いたスプレイ燃焼試験を空気雰囲気と低酸素雰囲気で行い、ナトリウムの燃焼速度とエアロゾル放出割合を評価した。

報告書

広温度・広酸素濃度範囲Na燃焼試験(IV); 低温Naスプレー燃焼試験

川田 耕嗣; 松木 卓夫*; 宮原 信哉

JNC-TN9400 2005-043, 48 Pages, 2005/08

JNC-TN9400-2005-043.pdf:1.37MB

初期温度が約250$$^{circ}C$$のナトリウムを用いたスプレー燃焼試験を、空気雰囲気(酸素濃度21%)と低酸素雰囲気(酸素濃度3%)で行い、各々の条件におけるナトリウムの燃焼速度とエアロゾル放出割合を評価して、これまでに得ている初期温度約500$$^{circ}C$$の条件における空気雰囲気でのナトリウムスプレー燃焼試験の結果と比較検討した。試験は、内容積が100m$$^{3}$$の円筒型ステンレス鋼容器(SOLFA-2)内にスプレーノズルを用いてナトリウムを噴霧して行い、容器内の酸素濃度変化および各部温度変化から燃焼速度を求めた。また、エアロゾル放出割合は、エアロゾル挙動解析コードABC-INTGによるエアロゾル濃度の解析結果を実験結果と一致させる方法で評価した。主な結論は以下の通りである。(1)空気雰囲気試験 a) Na温度が250$$^{circ}C$$と低温であっても、スプレー状に漏えいした場合は着火・燃焼する。(b) Na燃焼速度は約400g-Na/sとなり、Na供給流量に対する割合は約70%となる。(2) 低酸素濃度雰囲気試験 a) 低酸素濃度雰囲気では、250$$^{circ}C$$の低温Naがスプレー状に漏えいしても着火は生じない。(b) Na燃焼速度は約44g-Na/sで、Na供給流量に対する割合は10%未満である。

論文

高速増殖炉サイクルの研究開発; 高速増殖炉の研究開発

川田 耕嗣

サイクル機構技報, (27), p.80 - 83, 2005/06

高速増殖炉サイクルの研究開発○高速増殖炉の研究開発、(1)高速増殖炉固有の技術開発(1.1安全性の研究、1.2燃料の開発、1.3構造・材料の研究)、(2)高速増殖炉「常陽」、 ◎環境保全対策 1.処理処分技術開発(1.1(4)ナトリウム洗浄・処理技術の開発)、2.5デコミッショニング技術、2.6DCA廃止措置、4.4固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF))

論文

高速増殖炉サイクルの研究開発及び環境保全対策(大洗執筆担当分)

川田 耕嗣

サイクル機構技報, (26), 114-120,136 Pages, 2005/00

平成16年度第1四半期(平成16年8月$$sim$$9月)における下記の各研究テーマの概況をサイクル機構技報に掲載する。◎高速増殖炉サイクルの研究開発○高速増殖炉の研究開発1.高速増殖炉固有の技術開発(1.1安全性の研究、1.2燃料の開発、1.3構造・材料の研究)2.高速実験炉「常陽」 ◎環境保全対策1.処理処分技術開発(1.1(4)ナトリウム洗浄・処理技術の開発)、2.5デコミッショニング技術、2.6DCA廃止措置4.4固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF))

論文

高速増殖炉サイクルの研究開発及び環境保全対策(大洗執筆担当分)

川田 耕嗣

サイクル機構技報, (21), 121 Pages, 2004/00

◎高速増殖炉サイクルの研究開発 ○高速増殖炉の研究開発 1.高速増殖炉固有の技術開発(1.1安全性の研究 1.2燃料の開発 1.3構造・材料の研究)2.高速実験炉「常陽」 ◎環境保全対策 1.低レベル放射性廃棄物の管理(1.4ナトリウム洗浄・処理技術の開発、1.5放射性廃棄物管理)2.廃止措置技術開発(2.5デコミッショニング技術、2.6DCA廃止措置)4.関連施設の設計・建設(4.4固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF))

論文

高速増殖炉サイクルの研究開発及び環境保全対策(大洗執筆担当分)

川田 耕嗣

サイクル機構技報, (23), 115- Pages, 2004/00

平成15年度第4四半期(平成16年1$$sim$$3月)における下記の各研究テーマの概況をサイクル機構技報に掲載する。◎高速増殖炉サイクルの研究開発○高速増殖炉の研究開発 1.高速増殖炉固有の技術開発(1.1安全性の研究、1.2燃料の開発、1.3構造・材料の研究)2.高速実験炉「常陽」 ◎環境保全対策 1.処理処分技術開発(1.1(4)ナトリウム洗浄・処理技術の開発)、2.5デコミッショニング技術、2.6DCA廃止措置 4.4固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF))

論文

高速増殖炉サイクルの研究開発及び環境保全対策(大洗執筆担当分)

川田 耕嗣

サイクル機構技報, (24), 66-70 Pages, 2004/00

平成16年度第1四半期(平成16年4月$$sim$$7月)における下記の各研究テーマの概況をサイクル機構技報に掲載する。◎高速増殖炉サイクルの研究開発○高速増殖炉の研究開発1.高速増殖炉固有の技術開発(1.1安全性の研究、1.2燃料の開発、1.3構造・材料の研究)2.高速実験炉「常陽」 ◎環境保全対策1.処理処分技術開発(1.1(4)ナトリウム洗浄・処理技術の開発)、2.5デコミッショニング技術、2.6DCA廃止措置4.4固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF))

論文

高速増殖炉サイクルの研究開発及び環境保全対策(大洗執筆担当分)

川田 耕嗣

サイクル機構技報, (25), 113- Pages, 2004/00

平成16年度第1四半期(平成16年8月$$sim$$9月)における下記の各研究テーマの概況をサイクル機構技報に掲載する。◎高速増殖炉サイクルの研究開発○高速増殖炉の研究開発 1.高速増殖炉固有の技術開発(1.1安全性の研究、1.2燃料の開発、1.3構造・材料の研究)2.高速実験炉「常陽」 ◎環境保全対策 1.処理処分技術開発(1.1(4)ナトリウム洗浄・処理技術の開発)、2.5デコミッショニング技術、2.6DCA廃止措置 4.4固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF))

報告書

伝熱管破損伝播評価用ブローダウン解析コード(LEAP-BLOW)の開発; ナトリウム-水反応試験(SWAT-1R)による検証

實 晃司; 小野 功*; 川田 耕嗣; 栗原 成計; 谷田部 敏男

JNC-TN9400 2003-062, 84 Pages, 2003/06

JNC-TN9400-2003-062.pdf:1.29MB

高速増殖炉の蒸気発生器(以下SG)におけるナトリウム-水反応時の伝熱管の設計基準水リーク(以下DBL)の選定は、プラントの安全性、経済性等に影響を及ぼす重要事項の一つである。現在計画している大型炉用SGのDBL選定に当たっては、ナトリウム-水反応事象を高精度で合理的に評価するための計算モデルの確立が必要不可欠となる。大型炉用SGにおいては、近年の設計進捗に伴い、さらに評価手法の高度化が要求されており、高度化の一環として高温ラプチャ型破損伝播事象に対しても検討の必要性が示されている。高温ラプチャ挙動は、伝熱管内の水蒸気条件に大きく影響されることから、その評価手法の開発が重要な要求事項となっている。本書は、伝熱管破損伝播解析コードとして開発したブローダウン解析コード(LEAP-BLOW)について、ナトリウム-水反応試験装置(SWAT-1R)の試験データにより検証した結果を報告するものである。本検証解析により、以下の結果と検討課題が得られた。(1)SWAT-1R体系において、注水率が約160g/s$$sim$$約540g/s間については、LEAP-BLOWによる圧力解析は実測値とのよい一致を示し、さらに実測値に対し小笠原モデルがより近い値を示した。(2)注水開始後約10秒以降の定常的な注水率の評価については、LEAP-BLOWによる注水率解析は模擬されており、小笠原モデルのほうが実測値に対し、より近い値を示した。(3)注水率の大きいHT-3試験における圧力解析結果については、Moody及び小笠原モデルの臨界流モデルにおいて実測値より若干低めに評価していることから、これらについて今後検討する必要がある。(4)注水率解析には、水加熱器出口配管部における注水開始直後での注水率のピーク形成及び左記ピークの時間遅れと考えられる約2秒以降の注水ノズル部でのピーク形成がみられるが、前者のピーク値は実測値に対し過大評価と考えられることから、今後検討がが必要である。(5)Moody及び小笠原モデルの臨界流モデルにおける注水ノズル部での注水率解析結果は、実測値に対し、高めに評価する傾向を示すことから、上記(4)と合わせて今後検討する必要がある。

論文

高速増殖炉サイクルの研究開発(大洗執筆担当分) 高速増殖炉の研究開発、環境保全対策

川田 耕嗣

サイクル機構技報, (20), 119 Pages, 2003/00

平成15年度第1四半期(平成15年4月$$sim$$6月)における下記の各研究テーマの概況をサイクル機構技報に掲載する。◎高速増殖炉サイクルの研究開発 ○高速増殖炉の研究開発1.高速増殖炉固有の技術開発(1.1安全性の研究、1.2燃料の開発、1.3構造・材料の研究)2.高速実験炉「常陽」◎環境保全対策1.低レベル放射性廃棄物の管理(1.4ナトリウム洗浄・処理技術の開発、1.5放射性廃棄物管理)2.廃止措置技術開発(2.5デコミッショニング技術、2.6DCA廃止措置)4.関連施設の設計・建設(4.4固体廃棄物処理技術

論文

高速増殖炉サイクルの研究開発及び環境保全対策(大洗執筆担当分)

川田 耕嗣

サイクル機構技報, (20), 0 Pages, 2003/00

平成15年度第3四半期(平成15年10$$sim$$12月)における下記の各研究テーマの概況をサイクル機構技報に掲載する。◎高速増殖炉サイクルの研究開発○高速増殖炉の研究開発 1.高速増殖炉固有の技術開発(1.1安全性の研究、1.2燃料の開発、1.3構造・材料の研究) ◎環境保全対策 1.低レベル放射性廃棄物の管理(1.4ナトリウム洗浄・処理技術の開発、1.5放射性廃棄物管理) 2.廃止措置技術開発(2.5デコミッショニング技術、2.6DCA廃止措置) 4.関連施設の設計・建設(4.4固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF))

報告書

Investigation for the sodium leak in MONJU; Sodium leak and fire test-I

川田 耕嗣; 寺奥 拓史; 大野 修司; 宮原 信哉; 三宅 収; 田辺 裕美

JNC-TN9400 2000-089, 258 Pages, 2000/08

JNC-TN9400-2000-089.pdf:12.26MB

「もんじゅ」2次主冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、ナトリウムによる漏えい速度・漏えい形態の確認実験、ナトリウム漏えい燃焼実験-I、ナトリウム漏えい燃焼実験-IIを順次実施した。本報告は、この内のナトリウム漏えい燃焼実験-Iに関するものである。ナトリウム漏えい燃焼実験-Iは、換気空調ダクト、グレーチングでの漏えいナトリウムの燃焼および破損挙動、漏えいナトリウムの床ライナヘの影響挙動を明らかにする目的で、大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)の大型密閉試験装置(SOLFA-2)を用いて実施した。実験では、「もんじゅ」と同仕様の温度計と周囲の保温構造の一部、換気空調ダグトおよびグレーチングを実機と同様に設置し、また床面には実機の床ライナと同仕様の受け皿を設置し、漏えい事故室の機器構造・配置を部分的に模擬した。実験は、480$$^{circ}C$$のナトリウムを温度計から当初約4時間にわたって漏えいさせる予定であったが、排煙処理装置の排気流量低下のため約1.5時間で終了した。各部における燃焼挙動、破損挙動等はCCDカメラ、熱電対等を用いて確認した。ナトリウム漏えい燃焼実験-Iから、以下の結果を得た。(1)温度計からのナトリウム漏えい形態は、煽ネい開始直後はフレキシブル管からの流線状の飛散後、換気空調ダクト上で跳ね返って液滴状燃焼になるのが確認された。(2)換気空調ダクトは、表面温度が約600$$sim$$約700$$^{circ}C$$の範囲であったが、「もんじゅ」で見られたような開口はなく、ダクト本体の破損は認められなかった。(3)グレーチングは、上面温度が約650$$sim$$約940$$^{circ}C$$の範囲で推移していたが、鋼板の一部に欠損や減肉が認められた。(4)床面に設置した受け皿の裏面温度は、約10分後に約700$$^{circ}C$$に達し、その後は約740$$sim$$約770$$^{circ}C$$で推移していたが、受け皿の破損はなく、最大約1mmの減肉が認められた。(5)受け皿上には、「もんじゅ」と同様にナトリウム酸化物が山状に堆積し、堆積物最下層からは、鉄とナトリウムの複合酸化物(Na4FeO3)が確認された。

報告書

ナトリウムプール燃焼実験Run-F7(中間報告)

二神 敏; 西村 正弘; 川田 耕嗣; 石川 浩康; 宮原 信哉

PNC-TN9410 98-074, 154 Pages, 1998/08

PNC-TN9410-98-074.pdf:4.94MB

高速炉における2次主冷却系配管からの冷却材ナトリウム漏えい事故を想定し、空気雰囲気における0.01ton/hr程度の小規模ナトリウム漏えい時の床ライナ最高温度の確認、およびナトリウムプールの成長過程と燃焼挙動を把握することを目的に、Run-F7シリーズを実施している。本報告書では、これまでに実施したRun-F7-1(平成10年2月17日実施)およびRun-F7-2(平成10年4月21日実施)で得られた知見について報告する。Run-F7-1とRun-F7-2は、ナトリウム温度やナトリウム漏えい率を同一とし(0.01ton/hr)、ナトリウム漏えい高さのみをパラメータとして行った。実験は、大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)の小型密閉容器(FRAT-1・内容積:3m3乗)を用い、容器内にライナを模擬した炭素鋼(SM400B)製の受け皿(直径約1000mm、厚さ6mm)を設置し、これに約507$$^{circ}$$Cのナトリウムを約0.01ton/hrで約30分、高さをパラメータ(0.1m、1.5m)として漏えいさせ、空気を十分に供給しながら燃焼させた。2つの実験から0.01ton/hr漏えい時の受け皿(ライナ)の最高温度とナトリウムプールの成長過程、およびその燃焼挙動に関するデータを取得し、以下の結論を得た。(1)0.01ton/hr漏えい時の受け皿最高温度は、漏えい高さが0.1mのRun-F7-1の場合では漏えい開始約33分後に約616$$^{circ}$$C、漏えい高さが1.5mのRun-F7-2の場合では漏えい開始約33分後に約675$$^{circ}$$Cとなり、漏えい高さの違いによる影響があることがわかった。(2)実験後の観察結果から、堆積物の面積は両実験ともに約0.3m$$^{2}$$となり、ナトリウムプールの拡がり速度及び拡がり面積に関しても大きな違いはなく、ナトリウムプールの成長過程に対する漏えい高さの感度は本実験範囲では小さいということがわかった。(3)ナトリウム燃焼速度は、両実験ともに単位面積あたり16kg-Na/m$$^{2}$$hr程度であることがわかった。(4)プール堆積物(燃焼生成物)の化学組成は、実験後に採取した堆積物の化学分析結果によると、両実験ともに酸化物が支配的であるが、堆積物表層部では過酸化物と水酸化物の割合が増す傾向にあることがわかった。(漏えい終了から堆積物の採取終了までの間、堆積物が空気雰囲気下に

報告書

ナトリウム漏えい燃焼実験-I 実験データ集

川田 耕嗣; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 寺奥 拓史; 三宅 収

PNC-TN9450 97-005, 145 Pages, 1997/03

PNC-TN9450-97-005.pdf:2.48MB

「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の目的で、平成8年4月8日に、大洗工学センターの大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)内の大型密閉試験装置(SOLFA-2)を用い、「もんじゅ」2次系配管室の温度計、換気空調ダクト、グレーチング、床面には同仕様の受け皿等の配置を模擬してナトリウム漏えい燃焼実験-Iを行った。なお本データ集については、情報公開の一環として平成9年3月21日付けで、本社インフォメーションルーム、大洗工学センター展示館、敦賀事務所アトムプラザの3カ所で公開を開始した。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明; ナトリウム漏えい燃焼実験, I

川田 耕嗣; 大野 修司; 三宅 収; 寺奥 拓史; 宮原 信哉; 田辺 裕美

PNC-TN9410 97-036, 243 Pages, 1997/01

PNC-TN9410-97-036.pdf:12.29MB

「もんじゅ」2次主冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、ナトリウムによる漏えい速度・漏えい形態の確認実験、ナトリウム漏えい燃焼実験-I、ナトリウム漏えい燃焼実験-IIを順次実施した。本報告は、この内のナトリウム漏えい燃焼実験-Iに関するものである。ナトリウム漏えい燃焼実験-Iは、換気空調ダクト、グレーチングでの漏えいナトリウムの燃焼および破損挙動、漏えいナトリウムの床ライナへの影響挙動を明らかにする目的で、大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)の大型密閉試験装置(SOLFA-2)を用いて実施した。実験では、「もんじゅ」と同仕様の温度計と周囲の保温構造の一部、換気空調ダクトおよびグレーチングを実機と同様に設置し、また床面には実機の床ライナと同仕様の受け皿を設置し、漏えい事故室の機器構造・配置を部分的に模擬した。実験は、480$$^{circ}C$$のナトリウムを温度計から当初約4時間にわたって漏えいさせる予定であったが、排煙処理装置の排気流量低下のため約1.5時間で終了した。各部における燃焼挙動、破損挙動等はCCDカメラ、熱電対等を用いて確認した。ナトリウム漏えい燃焼実験-Iから、以下の結果を得た。(1)温度計からのナトリウム漏えい形態は、漏えい開始直後はフレキシブル管からの流線状の飛散後、換気空調ダクト上で跳ね返って液滴状燃焼になるのが観察された。(2)換気空調ダクトは、表面温度が約600$$sim$$約700$$^{circ}C$$の範囲であったが、「もんじゅ」で見られたような開口はなく、ダクト本体の破損は認められなかった。(3)グレーチングは、上面温度が約650$$sim$$約940$$^{circ}C$$の範囲で推移していたが、鋼板の一部に欠損や減肉が認められた。(4)床面に設置した受け皿の裏面温度は、約10分後に約700$$^{circ}C$$に達し、その後は約740$$sim$$約770$$^{circ}C$$で推移していたが、受け皿の破損はなく、最大約1mmの減肉が認められた。(5)受け皿上には、「もんじゅ」と同様にナトリウム酸化物が山状に堆積し、堆積物最下層からは、鉄とナトリウムの複合酸化物(Na4FeO3)が確認された。

報告書

DEVELOPMENT OF CERAMIC LINER FOR FBR BUILDING

姫野 嘉昭; 森川 智*; 川田 耕嗣

PNC-TN9410 91-092, 11 Pages, 1991/01

PNC-TN9410-91-092.pdf:1.53MB

None

報告書

Test and code development for evaluation of sodium fire accidents in the FBRs

大野 修司; 川田 耕嗣; 森川 智; 姫野 嘉昭

PNC-TN9410 91-029, 11 Pages, 1991/01

None

報告書

広温度・広酸素濃度範囲Na燃焼試験(II); 低酸素濃度雰囲気でのNaプール燃焼速度とNaエアロゾル放出速度

川田 耕嗣*; 大野 修司*; 森川 智*; 姫野 嘉昭*

PNC-TN9410 88-164, 28 Pages, 1988/12

PNC-TN9410-88-164.pdf:1.59MB

(目的)高速増殖炉プラントの約3%の酸素を含む窒素雰囲気に於けるNaプール燃焼の燃焼速度(酸化速度)及びNaエアロゾル放出速度を決定し,従釆の解析手法で与えられる結果との比較検討を行う。(方法)雰囲気ガス容積約3m$$times$$3を有する円筒型ステンレス密閉容器FRAT―1を用いてその底部に燃焼皿を置き,雰囲気酸素濃度3%,Naプール温度175$$sim$$400$$^{circ}C$$でNaを燃焼させ,雰囲気中の酸素消費速度から燃焼速度を,またNaプールから放出されて容器の床及び壁に沈着した全てのNaエアロゾル量からNaエアロゾル放出速度を算出した。(結果)Na燃焼速度は,Naプール温度に強く依存し,400$$^{circ}C$$付近から温度の低下と共に解析コードS0FIRE-M2による計算値から大きく離れて低下し,試験の最低温度である175$$^{circ}C$$では1桁以上小さな値を示した。データ解析から,このような傾向は燃焼がNaプール表面に対する酸素の自然対流物質伝達とNaプール表面での酸化反応に支配されるためで,高温では前者が,低温では後者が律速となるためであることが明らかになった。そこで,これらを考慮したデータ整理式を提案し,試験データと一致する良好な実験式を導出した。Naエアロゾル放出速度もNaプール温度に対する強い依存性を示し,温度の低下と共に低下する。ただ,その値は最大でもNa燃焼速度(実験値)の約10%である。また,Naエアロゾル放出速度は,Na燃焼速度に比例するとの仮定のもとに,先に導出した実験式と同様なNaプール温度依存性を有し,かつ各Naプール温度で最大の値を与える実験式を導出した。

報告書

広温度・広酸素濃度範囲ナトリウム燃焼試験(1); ナトリウム燃焼現象確認試験

川田 耕嗣*; 宮原 信哉*; 広井 博*; 姫野 嘉昭*

PNC-TN9410 88-004, 44 Pages, 1988/01

PNC-TN9410-88-004.pdf:6.85MB

従来の国内外のナトリウム燃焼研究は、原子炉定格運転時等のナトリウム温度を主な対象としてきたため、炉外燃料貯蔵槽や原子炉予熱運転時に於けるナトリウム漏洩燃焼を想定した研究例が少ない。そこで、主に300$$^{circ}C$$以下のナトリウムを用いて、スプレー・コラム・プールについて、着火温度、エアロゾル発生開始温度を明らかにするために実施したものである。ナトリウムスプレー及びナトリウムコラム試験は、ナトリウム漏洩火災基礎試験装置(SOFT-1)、ナトリウムプール試験は、大規模ナトリウム漏洩火災試験施設のSOLFA-1試験装置を使用して行った。試験結果は、次の通りである。(1)ナトリウムスプレー燃焼試験着火温度は、液滴径に依存する傾向を認めたが、安全を見込むと160$$^{circ}C$$以上である。(2)ナトリウムコラム燃焼試験流入するコラムの本流は着火せず、途中で生じる飛散液滴のみ着火し、本流が床で跳ね返えりによって生成された跳ね返り飛沫は180$$^{circ}C$$で、床上の落下堆積物は160$$^{circ}C$$で着火した。(3) ナトリウムプール燃焼試験静止液面での着火は、280$$sim$$315$$^{circ}C$$で、目視によるエアロゾル発生開始温度は、140$$sim$$165$$^{circ}C$$、一旦酸欠状態にして鎮火させた液面の自然再着火は、80$$^{circ}C$$以上で生じた。今後、これらの基礎データを基に広温度・広酸素濃度範囲ナトリウム燃焼試験を実施する。

報告書

ナトリウム火災防護設備基礎試験(III) : 二次系ナトリウム火災の事故推移に関する縮尺モデル試験、Run-B3

姫野 嘉昭*; 宮原 信哉*; 川田 耕嗣*; 川部 隆平*; 佐々木 和一*; 山田 敏雄*; 宮口 公秀*

PNC-TN941 85-130, 65 Pages, 1985/09

PNC-TN941-85-130.pdf:2.49MB

ナトリウム配管,床ライナ,連通管および燃焼抑制槽のそれぞれの縮尺モデル試験体を用いて,二次系ナトリウム火災に関する試験を行った。試験では,各試験体を実機と類似に配置し,模擬事故室内の配管からのナトリウム漏洩によって始まり,燃焼抑制槽で事故が終息するまでを調べた。使用したナトリウムは,温度505$$^{circ}C$$,総重量約150kgで,これを模擬ナトリウム配管から流量約1/sccで約3分間にわたって漏洩させた。今回の試験結果から,次の結論を得た。模擬配管からの漏洩ナトリウムは,現在「もんじゅ」設計で想定されている事故推移と同様に,床ライナから連通管を経て燃焼抑制槽に円滑にドレンされ,燃焼抑制槽内のナトリウム燃焼の自然鎮火によって事故が終息した。模擬ナトリウム漏洩配管では,内装板及び外装板の腐食破損及び高温破損は生じておらず,試験期間中は漏洩ナトリウム飛散防止機能が維持された。模擬事故室の床ライナ上及び連通管内については,燃焼生成物によるナトリウム流路の閉塞は認められなかった。また模擬事故室における漏洩ナトリウムの滝状(コラム状)及びプール状の混合燃焼による発熱量は,床ライナの単位面積当たりに換算するとプール燃焼発熱量の約1.6倍であった。燃焼抑制槽にドレンされたナトリウムの燃焼は一定時間後に自然に鎮火した。燃焼抑制槽下部のコンクリートについては,断熱コンクリートであるパーライトコンクリートと構造コンクリートのそれぞれの温度データを得た。また試験期間中のコンクリート放出水量は,従来のR&D結果と比べ非常に少なかった。

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