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松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.
JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB
日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。
井田 瑞穂; 中村 博雄; 千田 輝夫*; 宮下 誠; 古谷 一幸*; 吉田 英一; 平川 康; 三宅 収; 平林 勝; 荒 邦章; et al.
JAEA-Review 2008-008, 38 Pages, 2008/03
JAEA-Review-2008-008.pdf:9.37MB
国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施中である。IFMIFは核融合炉材料の開発のための十分な照射体積を有する強力な加速器型中性子源である。このような中性子を発生させるために、最大エネルギー40MeV,最大電流250mAの重水素ビームを、最大流速20m/sの液体リチウム流ターゲットに入射させる。ターゲット系では、中性子の核発熱によりターゲット背面壁に熱応力が発生する。さらに、ベリリウム-7をはじめとする放射性核種が発生する。本報告では、平成18年度の原子力機構におけるターゲット系の主要な活動として、核発熱条件下でのターゲット背面壁の熱応力解析,その材料の溶接後の機械特性の試験,リチウムループ内でのベリリウム-7挙動とそれによる作業員被曝の評価、及び原子力機構を中心に実施予定の工学実証・工学設計タスクの検討結果を取りまとめた。
岡部 綾夫; 大貫 康二; 菊池 裕彦; 内橋 昌也; 西林 洋平; 池田 真輝典; 三宅 収
JNC TN2400 2003-005, 62 Pages, 2004/03
JNC-TN2400-2003-005.pdf:2.41MB
高速増殖原型炉「もんじゅ」のナトリウム漏えい対策について,詳細設計の妥当性を確認するため,ナトリウム燃焼解析コード ASSCOPS version 2.1 を使用し,2次主冷却系設備におけるナトリウム漏えい時の床ライナへの影響解析(ナトリウム燃焼解析)を実施した。本報告書は,ナトリウム燃焼解析で得られた床ライナ温度及び水素濃度等をまとめたものである。詳細設計構造を反映したナトリウム燃焼解析の結果,大規模及び中規模のナトリウム漏えい時の配管室の床ライナの温度上昇は,低減されることを確認した。また,流出・移送過程において,ナトリウムと水分との反応により生成された水素濃度の最高値は,水素燃焼に関する判断基準の4%未満にとどまることが確認された。貯留後のナトリウムプール中におけるナトリウムと水酸化ナトリウムの反応による水素濃度の最高値についても,同様に,判断基準の4%未満にとどまることが確認された。
三宅 収; 浜田 広次; 田辺 裕美; 和田 雄作; 宮川 明; 岡部 綾夫; 中井 良大; 広井 博
JNC TN2400 2003-003, 225 Pages, 2004/02
JNC-TN2400-2003-003.pdf:40.45MB
高速増殖炉の蒸気発生器における伝熱管破損事故(ナトリウム-水反応事故)の評価に関連して、事故発生時の高温ラプチャ型破損による隣接伝熱管への破損伝播の有無に係る評価手法を整備した。また、この評価手法を用いて「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管の健全性を評価した結果について整理した。
三宅 収; 浜田 広次; 田辺 裕美; 和田 雄作; 宮川 明; 岡部 綾夫; 中井 良大
JNC TN9400 2001-130, 235 Pages, 2002/03
JNC-TN9400-2001-130.pdf:7.05MB
高速増殖炉の蒸気発生器における伝熱管破損事故(ナトリウム-水反応事故)の評価に関連して、事故発生時の高温ラブチャ型破損による隣接伝熱管への破損伝播の有無に係る評価手法を整備した。また、この評価手法を用いて「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管の健全性を評価した結果について整理した。主な内容は以下の通りである。 (1)伝熱管材料強度については、時間依存のクリープ破断強さを強度評価の基本とすることとし、2・1/4Cr-Mo鋼の摂氏700度
摂氏1200度のクリープ試験データを取得し、それに基づく評価基準値を策定した。また、この評価基準値が誘導加熱による伝熱管破損模擬試験結果とも整合することを確認した。(2)ナトリウム-水反応による反応域と管外熱伝達率を求め、反応域モデルとしてコサイン温度分布を設定した。(3)伝熱管内の冷却条件(水・蒸気の伝熱相関)については、ヘリカルコイル型蒸気発生器の伝熱相関式に加え、限界熱流束(CHF)相関式並びにPosr-CHF伝熱相関式を組合せて設定した。(4)整備した評価手法を用いて、SWAT-3試験及び米国LLTR試験条件の解析を行い、本評価手法に十分な保守性があることを確認した。また、1987年の英国PFR事故で高温ラブチャ型破損が生じた原因と事故後に行われた改造の有効性について、上記評価手法を適用して定量的に示した。 (5)この評価手法を採用した「もんじゅ」蒸気発生器に関する解析では、カバーガス圧力計信号によって伝熱管破損を検出した場合、カバーガス圧力計検出の機能強化と水ブローの性能強化を図った設備改造後の「もんじゅ」において給水流量を定格、40%給水、10%給水運転条件のいずれのケースとした場合でも隣接する伝熱管に高温ラプチャ型の破損伝播が発生しないことを確認した。
三宅 収; 浜田 広次; 田辺 裕美; 岡部 綾夫; 宮川 明
JNC TN9400 2001-099, 76 Pages, 2001/11
JNC-TN9400-2001-099.pdf:2.13MB
高速増殖炉の蒸気発生器(以下、SGと略す)における伝熱管破損事故(ナトリウム-水反応事故)の高温ラプチャー型破損の評価手法とその適用については、既に JNC技術報告書「蒸気発生器伝熱管の高温ラプチャ型破損評価手法の整備と適用」にまとめられている。本報告書では、上記報告書以降に検討を行った以下の事項をとりまとめた。 (1)ナトリウム-水反応評価条件について、SWAT-3試験データに基づき、より現実的な熱的条件 (反応度及び局所的伝熱管加熱条件)を与える反応域モデルとして、定格運転及び40%給水運転条件に対しては反応温度1170
を最高とするコサイン温度分布、 10%給水運転条件に対しては1110を最高とするコサイン温度分布を設定した。(2)ナトリウム-水反応の管内冷却条件について、ヘリカルコイル型SGの伝熱相関式に加え、軽水炉における研究成果を調査し、限界熱流速(CHF)ならびにPost-CHF伝熱相関式を検討した。具体的には、 CHF相関式としては甲藤の式、Post-CHF伝熱相関式としてはCondie-Bengston IVの式とBromleyの式の組み合わせを設定した。(3)その他、ナトリウム-水反応による伝熱管内の水/蒸気の全体的な加熱条件、伝熱管材料物性値の温度依存性等について検討を行った。以上の検討に基づく新評価手法を整備して、新評価手法を採用した実機SG体系の高温ラプチャ解析を行った。その結果、カバーガス圧力計の検出信号によれば定格運転、40%給水運転、10%給水運転条件のいずれのケースでも高温ラプチャが発生しないことを確認した。また、カバーガス圧力検出と水ブローの信頼性向上を図った設備改造後のSG体系の高温ラプチャ解析においても、いずれの運転条件でも伝熱管に高温ラプチャが発生することはなく、高温ラプチャ型破損に対する安全裕度が改善されることが分かった。
内山 尚基; 高井 俊秀; 西村 正弘; 宮原 信哉; 三宅 収; 田辺 裕美
JNC TN9400 2000-090, 413 Pages, 2000/08
JNC-TN9400-2000-090.pdf:16.61MB
「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、原子炉補助建屋部分モデル試験装置(SOLFA-1:コンクリート製矩形セル)内に模擬漏えい配管、換気空調ダクト、グレーチングおよび床ライナ等を実機と同様に配置して、ナトリウム漏えい燃焼実験を行った。本実験の目的は、ナトリウム漏えい燃焼挙動、換気空調ダクト・グレーチングの破損挙動、床ライナ・コンクリートヘの影響を確認することであった。試験後、各種の分析・調査を行い、以下の結果を得た。(1)ナトリウム漏えい燃焼挙動:漏えい初期のナトリウム落下状況は、液滴状で換気空調ダクトに跳ね返り広範囲に飛散した。一部は、換気空調ダクト表面を伝わってコラム状に流れ、さらにグレーチング、ガス温度測定用サポートに当たり液滴となって飛散した。(2)換気空調ダクト、グレーチングの破損挙動:換気空調ダクトは600700で推移し、温度計直下周辺に「もんじゅ」より大きな欠損部が認められた。グレーチングは600900(最高温度1000程度)で推移し、温度計直下近傍に「もんじゅ」で見られた半楕円状の欠損ではなく、グレーチング長手方向に2山形状の欠損が認められた。(3)床ライナヘの影響:床ライナ温度は主に800850で推移し、3時間20分後頃に1000を超えた。表面は波打つように変形して、温度計直下周辺約1m
1mの範囲に大小5個の破損孔が認められた。また、温度計直下を中心に、北側と西側に減肉の大きい範囲が分布していた。(4)コンクリートヘの影響:壁、天井コンクリートは、強度測定・化学分析結果について実験前調査結果と比較して有意な差はみられず、健全性は保たれていた。床コンクリートは、ナトリウム化合物の床ライナ下部への侵入により、最大8cmの浸食が見られた。当該部では、圧縮強度に対し静弾性係数が低く、熱負荷の影響がみられたが、圧縮強度は設計基準値以上であった。(5)ナトリウム燃焼生成物の化学組成:床ライナ上の堆積物は水酸化ナトリウムとNaFe複合酸化物Na5FeO4が多く含まれており、床ライナ上に約5cm以下の厚さに広く比較的平坦に堆積していた。実験実施から3日後に行われたセル内観察によると、温度計直下から遠いセル入り口側床ライナ上には、深さ約1cmの潮解液プール(水以外の主成分は水酸化ナトリウムと炭酸ナトリウム)が形成され
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約700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約940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に達し、その後は約740約770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。
大野 修司; 松木 卓夫*; 石川 浩康; 三宅 収
JNC TN9520 2000-001, 196 Pages, 2000/01
JNC-TN9520-2000-001.pdf:5.13MB
高速増殖炉プラントにおけるナトリウム漏えい燃焼事故の熱的影響を解析するための計算コードとして、ASSCOPS(Analysis of Simultaneous Sodium Combustion in Pool and Spray)が開発された。本報告書は、ASSCOPS version 2.1の使用マニュアルとして、同コードで扱われる計算モデル、インプット、アウトプットについて取りまとめたものである。ASSCOPSコードは、米国Atomics International社で開発されたナトリウムのプール燃焼計算コードSOFIREIIと米国Hanford Engineering Development Laboratoryで開発されたスプレイ燃焼計算コードSPRAYの二つのコードを結合したものである。ナトリウムの漏えい条件(流量、温度)、部屋の形状(容積、構造物の面積・厚さ)、雰囲気初期条件(温度、圧力、ガス成分濃度)などを計算条件として、雰囲気圧力、温度や酸素濃度変化ならびに構造物の温度変化などの時刻歴が計算結果として得られる。
木曽原 直之; 三宅 収; 北浦 義和
PNC TN9410 98-037, 81 Pages, 1998/04
ナトリウム燃焼解析コードASSCOPSは高速炉のナトリウム漏えい事故時の建物内の熱的挙動(圧力・温度の時間変化)を解析することを目的に開発されている。本報告書で使用するVersion 2.0では、ナトリウムやその酸化物と雰囲気中の水分の化学反応、エアロゾル挙動、プール中の反応生成物の取り扱い等に、改良・機能強化が図られている。本報告書では、ASSCOPSのプール燃焼計算に係わる検証として、独のカールスルーエ研究所と動燃サファイア施設で実施された、プール燃焼実験について解析を行った結果を報告する。検証計算では測定データとの比較を行い、さらに主要パラメータについてもその感度解析を実施した。以下に主たる解析結果を示す。1)ナトリウムプール、壁およびガスの各部温度、圧力の計算結果は測定データと良く一致している。2)ナトリウム燃焼に関して重要なパラメータである反応生成物割合(Na2O:Na2O2比)は、生成割合比の最適値を導入することで実験データの圧力、温度および酸素濃度と良く一致した。また、保守的な結果を得るための生成割合比の検討を行い、Na2O:Na2O2=60:40(酸素濃度 10%以下では100:0)の組合せを用いることが良いと考えられる。3)感度解析の結果、初期湿分濃度の温度、圧力に及ぼす影響は、他の反応生成物割合やふく射係数を変化させたときのものとくらべると小さかった。4)ナトリウムプールからガスへのふく射係数に関して、小さくするとプールの放熱が抑制されるためナトリウム温度が上昇し、逆にふく射係数を大きくするとナトリウム温度が下がることが確認できた。しかし、プールナトリウム温度を除いてその影響はほとんどなかった。
石川 浩康; 大野 修司; 三宅 収; 二神 敏; 清野 裕
PNC TN9520 97-001, 185 Pages, 1997/12
高速増殖炉プラントにおけるナトリウム漏洩燃焼事故の熱的影響を解析するための計算コードとして、ASSCOPSが開発された。本報告書は、ASSCOPSVERSION2,0の使用説明書として、同コードで扱われる計算モデル、インプット、アウトプットについてとりまとめたものである。ASSCOPSコードは、米国ATOMICS INTEMATIONAL社で開発されたナトリウムのプール燃焼計算コードSOFIRE2と米国HANFORD ENGINEERING DEVELOPMENT LABORATORYで開発されたスプーレイ燃焼計算コードSPPAYの二つのコードをベースとして両者を結合し、さらに動燃における各種ナトリウム燃焼実験で得られた知見を反映し改良を加えた計算コードである。ASSCOPSでは、ナトリウムの漏洩条件(流量、温度)、部屋の形状(容積、構造物の面積、厚さ)、雰囲気初期条件(温度、圧力、ガス成分濃度)などを計算条件として、雰囲気圧力、温度や酸素濃度変化ならびに構造物の温度変化などの時刻歴が計算結果として得られる。
中桐 俊男; 三宅 収; 大野 修司
PNC TN9410 97-102, 166 Pages, 1997/11
高速増殖原型炉「もんじゅ」(以下「もんじゅ」という。)2次主冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明のために大洗工学センターで実施されたナトリウム漏えい燃焼実験-I(Run-E6)に関して、ナトリウムの漏えい燃焼挙動の解析を、ナトリウム燃焼解析コードASSCOPS Version2.0を用いて実施した。解析の結果、ナトリウム漏えい燃焼実験-Iのセル内各部温度、酸素濃度等の履歴を再現でき、ナトリウム中小漏えい燃焼の解析で使用すべきパラメータの決定と、ASSCOPS Version2.0の検証ができた。
石川 浩康; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 大野 修司; 三宅 収; 前田 清彦
PNC TN9410 97-030, 93 Pages, 1997/04
高速炉の安全評価におけるナトリウム漏えい燃焼の解析において、スプレイ燃焼とプール燃焼をお互いの影響を考慮しながら同時に取り扱うことが可能なようにするため、スプレイ燃焼解析コードSPRAY-IIIMとプール燃焼解析コードSOFIRE-MIIを結合させた新たなナトリウム燃焼解析コードASSCOPS(Analysis ofSimultaneous Sodium Combustions in Pool and Spray)を開発した。開発したASSCOPSコードの妥当性を検証するため、内容積21m
SUP
3/SUPの試験容器を用いて実施したナトリウムスプレー燃焼の実験結果を解析し、以下の結論を得た。(1)窒素雰囲気においては、SPRAY-IIIMコードでガスから壁への熱移行量が過小評価であった点について改善され、ガス圧力・温度に関してほぼ妥当評価をする (2)空気雰囲気においても、SPRAY-IIIMコードで全般的に過小評価であった点について改善され、ガス圧力・温度に関してほぼ妥当な評価をする (3)ガスと壁との間の輻射伝熱とプール燃焼を考慮しない「もんじゅ」パラメータを用いた場合には、窒素雰囲気および空気雰囲気ともにガス圧力・ガス温度に関して保守的な評価をする これらの結論から、SPRAY-IIIMコードを用いた従来の解析における課題を解決できたことを確認した。
下山 一仁; 宇佐美 正行; 三宅 収; 西村 正弘; 宮原 信哉; 田辺 裕美
PNC TN9450 97-007, 81 Pages, 1997/03
「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、第1回目を平成8年2月15日に、第2回目を平成8年3月28日に、大洗工学センターのナトリウム漏洩火災基礎試験装置(SOFT-1)を用い、温度計を模擬してナトリウム漏えい速度、漏えい形態の確認実験を行った。なお本実験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。
内山 尚基; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 高井 俊秀; 三宅 収
PNC TN9450 97-006, 330 Pages, 1997/03
「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6月7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)内の原子炉補助建屋部分モデル試験装置(SOLFA-1:コンクリート矩形セル)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、床ライナ等の配置を模擬してナトリウム漏えい燃焼実験-IIを行った。なお本実験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。
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
「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。
内山 尚基; 高井 俊秀; 西村 正弘; 宮原 信哉; 三宅 収; 田辺 裕美
PNC TN9410 97-051, 383 Pages, 1997/03
「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一環として、原子炉補助建屋部分モデル試験装置(SOLFA-1: コンクリート製矩形セル)内に模擬漏えい配管、換気空調ダクト、グレーチングおよび床ライナ等を実機と同様に配置して、ナトリウム漏えい燃焼実験を行った。本実験の目的は、ナトリウム漏えい燃焼挙動、換気空調ダクト・グレーチングの破損挙動、床ライナ・コンクリートへの影響を確認することであった。試験後、各種の分析・調査を行い、以下の結果を得た。(1)ナトリウム漏えい燃焼挙動: 漏えい初期のナトリウム落下状況は、液滴状で換気空調ダクトに跳ね返り広範囲に飛散した。一部は、換気空調ダクト表面を伝わってコラム状に流れ、さらにグレーチング、ガス温度測定用サポートに当たり液滴となって飛散した。(2)換気空調ダクト、グレーチングの破損挙動: 換気空調ダクトは600700
Cで推移し、温度計直下周辺に「もんじゅ」より大きな欠損部が認められた。グレーチングは600900C(最高温度1000C程度)で推移し、温度計直下近傍に「もんじゅ」で見られた半楕円状の欠損ではなく、グレーチング長手方向に広い2山形状の欠損が認められた。(3)床ライナへの影響: 床ライナ温度は主に800850Cで推移し、3時間20分後頃に1000Cを越えた。表面は波打つように変形して、温度計直下周辺 約1m1mの範囲に大小5個の破損孔が認められた。また、温度計直下を中心に、北側と西側に減肉の大きい範囲が分布していた。(4)コンクリートへの影響: 壁、天井コンクリートは、強度測定・化学分析結果について実験前調査結果と比較して有意な差はみられず、健全性は保たれていた。床コンクリートは、ナトリウム化合物の床ライナ下部への侵入により、最大8cmの浸食がみられた。当該部では、圧縮強度に対し静弾性係数が低く、熱負荷の影響がみられたが、圧縮強度は設計基準値以上であった。(5)ナトリウム燃焼生成物の化学組成: 床ライナ上の堆積物は水酸化ナトリウムとNaFe複合酸化物Na
FeO
が多く含まれており、床ライナ上に約5cm以下の厚さに広く比較的平坦に堆積していた。実験実施から3日後に行われたセル内観察によると、温度計直下から遠いセル入り口側床ライナ上には、深さ約1cmの潮解液プール(水以外の主成分は水酸化ナトリウムと炭酸ナトリウム)が形成されていた。
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
「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約700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約940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に達し、その後は約740約770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。
下山 一仁; 西村 正弘; 宇佐美 正行; 宮原 信哉; 三宅 収; 田辺 裕美
PNC TN9410 97-085, 163 Pages, 1996/11
「もんじゅ」2次主冷却系でのナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、動燃大洗工学センターのナトリウム漏洩火災基礎試験装置SOFT-1を用いた燃焼実験を2回実施した。本実験の目的は、破損した温度計からのナトリウムの漏えい速度と漏えい形態の確認、温度計周辺の配管保温構造とフレキシブルチューブへの影響の確認、及び温度計の温度履歴の「もんじゅ」との比較である。漏えい速度は、実験に用いた模擬温度検出器の流路が確保された条件で56(
2)g/secが得られた。この漏えい速度を「もんじゅ」事故当該部に補正し53g/secの値を得た。ただし、熱電対ウェル先端アニュラス部の流路断面積は公称寸法を、また漏えいナトリウムの加圧圧力は漏えい期間中の最高圧力値1.65kg/cm
Gとした。漏えい形態について、特に初期の挙動は温度検出器コネクタとフレキシブルチューブの接続状態が漏えいナトリウムの落下の様子に影響を与える。第1回実験では、「もんじゅ」事故後に現場で確認された状況に合わせて、チューブを始めから外して実験を開始したのに対し、第2回実験では接続した状態で実験を開始した。第2回実験では、漏えい開始から17秒後にチューブをコネクタのエルボ部に固定するふくろナットによる接続が外れて、第1回実験の初期状態と同じになった。接続が外れるまでの漏えい形態は、エルボ部継ぎ目からの液滴の飛散やチューブの被覆を貫いて流線状の流れが特徴的であったのに対し、接続が外れてからの漏えい形態は、チューブの内外を伝って最下端部から連続的に滴下する流れが主流であり、時折散発的にエルボ部付近からの飛散が見られた。配管保温構造(外装板等)への影響については、第1回実験においてコネクタのエルボ部に近い部分の外装板に腐食による穴が開いたが、第2回では特に穴等の損傷は見られず、その差はナトリウム漏えい時間の違いによると考えられる。温度検出器の熱電対信号は、「もんじゅ」の当該温度と極めて良く似た挙動が得られ、ナトリウムの流出と熱電対信号履歴の関係を十分説明できることが確認できた。
三宅 収; 野中 信之; 近藤 悟
Nuclear Technology, 0 Pages, 1995/01
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