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丹沢 貞光
JAERI-M 93-011, 32 Pages, 1993/02
NSRR燃料照射実験における過渡データをデジタル化して保存することによりデータの消滅を防止すると共に、データバンクを作成してパーソナル・コンピュータにより過渡データに容易にアクセスできるようにすることを目的として、実験過渡記録処理システムの開発を行なった。本報告書では、実験過渡記録処理システムの概要及び使用方法、並びにデータ・バンクの現状について記載した。
丹沢 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫
JAERI-M 91-215, 40 Pages, 1992/01
本報告書は、反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材/燃料比の影響を調べるために、大気圧室温及び静水条件下で試験燃料のまわりに冷却材の流路を設けて行なった燃料照射実験の結果をまとめたものである。実験は、大気圧カプセルを使用し、単一試験燃料棒のまわりに円形または四角形の流路管を取り付け、試験燃料と接触する冷却材を制限することにより行なった。実験条件としては、冷却材/燃料比を変えるために14mm、16mm及び20mmの円筒形あるいは対面距離14mmの四角筒形の流路管を取り付け、発熱量は約150cal/g・UO
から400cal/g・UOまで変化させた。この結果、試験燃料に流路管を取り付けた場合、流路管を取り付けない標準条件における実験の場合と比較して、被覆管表面の最高温度はあまり変わらないが、下流側では膜沸騰持続時間が長くなり、また、破損しきい値が約30cal/g・UO低くなる等、冷却材/燃料比が反応度事故条件下の燃料挙動に大きな影響を与えることが判明した。
丹沢 貞光; 石島 清見
JAERI-M 91-183, 31 Pages, 1991/11
本報告書は、NSRRにおけるパラメータ実験の1つである冷却材温度パラメータ実験の結果についてまとめたものである。本実験は、初期冷却材温度を60
C及び90Cと標準冷却材条件における実験の場合と比べて高めることにより、初期冷却材サブクール度の違いに基く被覆管表面の熱伝達の相違が燃料破損挙動に及ぼす影響を調べることを目的としている。これまでの実験から、冷却材のサブクール度が低下すると、被覆管表面での熱伝達が悪くなることにより、標準冷却材条件における実験の場合と比較して、同一発熱量に対する被覆管表面の温度上昇は初期冷却材の温度差以上に大きくなることが確認でき、その結果、破損しきい値が低下すること等が明らかになった。
丹沢 貞光; 更田 豊志; 本間 功三*; 石島 清見; 藤城 俊夫
JAERI-M 91-157, 84 Pages, 1991/09
本報告書は、1990年1月にNSRRにおいて実施された、JMTR前照射燃料を用いた第2回目の実験であるJM-2実験により得られた実験データを取りまとめたものである。実験に使用した燃料は、PWR(14
14)型の短尺燃料であり、材料試験炉において約26,800MWd/tの燃焼度まで前照射を受けたものである。燃料のパルス照射は、新しく開発した二重容器型の実験カプセルを用い、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行った。パルス照射による燃料の発熱量は、FPの化学分析により、116cal/g・UO(ピークエンタルピでいえば87cal/g・UO)以下と評価された。本実験では、燃料の破損は生じなかった。本報告書には、実験条件と実験方法、燃料燃焼度の測定結果、パルス照射時の燃料の過渡挙動及びパルス照射後行われた試験検査の結果が含まれている。
石島 清見; 丹沢 貞光; 更田 豊志; 本間 功三*; 藤城 俊夫
JAERI-M 91-127, 77 Pages, 1991/08
本報告書は、1989年7月にNSRRにおいて実施された第1回目の照射済燃料実験であるJM-1実験により得られた実験データを取りまとめたものである。実験に使用した燃料は、PWR(1414)型の短尺燃料であり、材料試験炉JMTRにおいて約20,000MWd/tの燃焼度まで予備照射を受けたものである。燃料のパルス照射は、新しく開発した二重容器型の実験カプセルを用い、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行った。パルス照射による燃料の発熱量は、FPの化学分析により126cal/g・UO(ピーク燃料エンタルピでいえば95cal/g・UO)以下と評価された。本実験では燃料は破損しなかった。本報告書には、実験条件と実験方法、燃料燃焼度の測定結果、パルス照射時の燃料の過渡挙動及びパルス照射後行われた試験検査の結果が含まれている。
丹沢 貞光; 佐藤 康士*; 藤城 俊夫; 吉江 伸二*; 岩崎 守弘*
JAERI-M 90-232, 30 Pages, 1991/01
NSRRでは、反応度事故時の燃料挙動を究明するために、試験燃料をカプセルに封入して照射する実験を実施している。実験に使用するカプセルは、実験時に発生する動的な圧力を相当静圧換算係数を用いて静的に圧力に変換し、弾性または弾塑性設計を行い製作している。現在用いている相当静圧換算係数は簡易圧力波伝播計算に基づいて導出された値であるため、非常に保守的な値となっている。カプセルの現実的な設計を行うためには実験により動的及び静的な歪に基づいた相当静圧換算係数を導出し用いる必要がある。このため、耐爆実験用カプセルの静圧歪測定試験を実施し、別途実施した耐爆実験の結果と併せて相当静圧換算係数を試算した。
石島 清見; 丹沢 貞光; 更田 豊志; 藤城 俊夫
Proc. on Safety of Thermal Reactors, p.577 - 583, 1991/00
NSRRでは、これまで実施してきた未照射燃料を対象とする反応度事故模擬実験に引き続き、平成元年度から照射済燃料を対象とする実験を開始した。照射済燃料実験に用いる試験燃料には、動力炉で照射した長尺燃料を短尺加工したもの及び、短尺試験燃料をJMTRにおいて予備照射したものの二種類がある。本報では後者の試験燃料を用いる実験に関し、JMTRにおける予備照射、NSRRにおけるパルス照射及び照射後試験の結果について述べる。なお、JMTR予備照射燃料を用いた実験については、4回のパルス照射が完了し、現在詳細な照射後試験が行われている。これまでに、DNBの発生、被覆管の顕著な変形及び燃料の破損が確認されている。
丹沢 貞光; 藤城 俊夫; 吉江 伸二*; 岩崎 守弘*
JAERI-M 90-186, 12 Pages, 1990/10
NSRRでは、反応度事故時に燃料が破損した場合に、破損に伴って発生する力を低爆速火薬によって模擬し、カプセルの耐衝撃応答を調べる耐爆実験を実施している。また、解析コードを用いて実験結果の解析を平行して進めているが、カプセル変形時の歪速度が非常に大きいため、通常のミルシートに付加されている静的な引張試験による応力-歪線図を用いたのでは、精度の良い解析を行うことは不可能である。このため、耐爆実験用カプセル製作時に同一材料により試験片を製作し、高速引張試験を実施した。試験の結果、材料の降伏点は歪速度が10
~2s
の範囲では約20%増加するが、引張強さは降伏点ほど歪速度依存性がないことが明らかになった。
丹沢 貞光; 藤城 俊夫; 吉江 伸二*
JAERI-M 90-159, 80 Pages, 1990/09
NSRRにおいて使用するカプセルと同一スケールの試験体を製作し、低爆速火薬により衝撃的な圧力を発生させ、燃料破損時の挙動を模擬した実験を実施した。これにより、カプセルの衝撃応答挙動を把握する上での基礎的な知見を得た。主な成果は以下のとおりである。(1)現状の設計によるカプセル試験体において、反射波、スラグ・インパクトを含む圧力波伝播挙動が明確となった。(2)水塊はカバーガスと爆源の燃焼ガスによりバウンディング効果があり、爆源に二次圧力波が発生することがわかった。(3)水塊は最大速度を有する速度履歴を持ち、速度履歴はカバーガス高さと密接な関係を持つ。カバーガス高さによってスラグインパクトによる容器首下部変形の程度が異なる。(4)カプセル試験体の外側に設置した外部容器と、円環部の流体の存在によって、カプセルの変形が軽減される傾向を把握した。
稲辺 輝雄; 寺門 義文; 丹沢 貞光; 片桐 浩; 小林 秀雄
JAERI-M 88-218, 124 Pages, 1988/11
NSRRにおける今後の改良型パルス運転の実施及び照射済燃料実験の実施に備えて、計算制御系統施設及び実験設備の改造を中心とする原子炉施設変更のための基本設計が進められていたが、基本設計の妥当性を確認するためには、原子炉施設に異常な状態をもたらす事象を想定し、安全性を評価する必要がある。この安全評価に当っては、原子炉運転方法の基本的な変更を行うことに鑑み、最新の安全評価に関連した指針等を参考とし、全ての運転形態及び実験条件を考慮し、総合的に原子炉施設全般の安全性を評価した。
稲辺 輝雄; 石島 清見; 丹沢 貞光; 島崎 潤也; 中村 武彦; 藤城 俊夫; 大友 正一; 鈴川 芳弘; 小林 晋昇; 谷内 茂康; et al.
JAERI-M 88-113, 55 Pages, 1988/06
NSRRにおいては、反応度事故時の燃料挙動解明を目的とした炉内実験のために、これまで1kW以下の低出力状態から急嵯なパルス状出力を発生する運転(単一パルス運転)を行ってきた。今後はさらに、実験条件の範囲を拡張するために、10MWまでの高出力の発生と急峻なパルス状出力の発生の組合わせを行う運転(合成パルス運転)及び10MWまでの範囲の過渡出力の発生を行う運転(台形パルス運転)を、改良型パルス運転として実施する。これを実現するためには、NSRRの計測制御系統施設の改造が必要であり、このため、改良型パルス運転における原子炉の安全性を配慮した計測制御系統施設の基本設計を図った。本報告書は、安全設計に当っての基本的な考え方、改良型パルス運転の方法、計測制御系統施設の各構成設備の設計方針及び基本設計の内容、改良型パルス運転に係る主要な動特性等について述べるものである。
丹沢 貞光; 藤城 俊夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(1), p.23 - 32, 1986/01
被引用回数：1 パーセンタイル：19.35(Nuclear Science & Technology)本報告書は、反応度事故条件下における浸水燃料の破裂による周辺燃料及びチャンネル・ボックスに対する影響を究明するために行ったインパイル実験及び解析の結果について述べたものである。流路管内で健全な燃料に囲まれた浸水燃料は、反応度事故時の出力の急上昇を模擬するために原子炉安全性研究炉(NSRR)で照射された。その結果、浸水燃料の破裂によって生ずる圧力パルスは、周辺燃料に対し殆ど機械的な影響を与えないが、流路管を膨らます原因となることが明らかになった。さらに、破裂領域での冷却水の排除は、周辺燃料の冷却を悪化し、破損しきい値を低減させた。また、STEALTH-Jコードを用いた2次元の解析により、落下した制御棒近傍の浸水燃料を含むBWRのチャンネル・ボックスが、圧力パルスにより変形し、その場所の制御棒の通路を塞ぐ可能性があることが明らかになった。
大西 信秋; 石島 清見; 丹沢 貞光
Nuclear Science and Engineering, 88, p.331 - 341, 1984/00
被引用回数：17 パーセンタイル：83.09(Nuclear Science & Technology)本論文は、軽水炉の反応度事故条件下におけるサブクール膜沸騰熱伝達相関式について述べたものである。サブクール膜沸騰熱伝達相関式は、NSRR実験における燃料被覆管表面温度および原子炉出力の時間変化を用いて実験的に求められた。使用した実験データは、軽水炉の起動事故条件(サブクール度10~80K,冷却材流速0~2m/s,圧力0.1MPa)と高温待期条件(サブクール度10~40K,圧力7.2および16MPa,冷却材温度550および580K)のものである。実験的に得られた本サブクール膜沸騰熱伝達相関式を導入した燃料挙動解析コードによる反応度事故条件下の燃料挙動解析により、本相関式の妥当性が確認された。
丹沢 貞光; 菊池 隆; 藤城 俊夫
JAERI-M 83-039, 118 Pages, 1983/03
本報告書は、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)実験用に製作した高温高圧ループについて、設計、製作および特性試験結果に関してまとめたものである。高温高圧ループは、実際の軽水動力炉の運転条件を模擬した高温高圧流動条件下における燃料破損実験に使用するためのである。本ループについては、炉外および炉内において特性試験を行なった結果、高温高圧流動条件下のインパイル実験装置に必要な性能の確認ができ、製作目的全般にわたって所定の成果が得られた。
藤城 俊夫; 丹沢 貞光
Nucl.Eng.Des., 73(3), p.253 - 263, 1983/00
被引用回数：1 パーセンタイル：21.73(Nuclear Science & Technology)反応度事故条件の下における軽水炉燃料のふるまいに対し、ギャップ熱伝達がどのように影響するかを、NSRR実験により調べた結果、およびその考察である。実験ではギャップガスとしてヘリウムおよびキセノンという熱伝導率の大きく異なるガスを用いた試験燃料を使い、両者の挙動を比較する事によってギャップ条件の影響を調べた。この結果、ギャップ熱伝達と被覆管温度挙動との関連が明確になり、また、ギャップガス成分の影響は燃料に与えられる発熱量によりその程度が異なること、および燃料破損しきい値にはギャップガス成分は殆んど影響しない事等が明らかになった。
大西 信秋; 落合 政昭*; 石島 清見; 丹沢 貞光
日本原子力学会誌, 24(4), p.289 - 300, 1982/00
被引用回数：1 パーセンタイル：21.73(Nuclear Science & Technology)軽水動力炉で想定される反応度事故の安全評価において、比較的低発熱量で破損して機械的エネルギの発生を伴う浸水燃料の破損挙動を解明することは重要な課題となっている。本稿はNSRRにおいて行った浸水燃料実験について述べたものである。実験では、浸水量、炉周期、出力分布、ギャップ幅および貫通孔を実験パラメータとして、これらパラメータの破損挙動に及ぼす影響を調べた。実験により、浸水燃料の破損しきい値を明らかにすると共に、破損が燃料内部の水の急速加熱による圧力上昇によって生じること、破損には被覆管の温度が上昇する前に破損する低温破裂形と温度上昇による耐圧強度の低下をまって破損する高温破裂形があることを明らかにした。さらに機械的エネルギの発生は低温破裂形においてのみ見られることを実験により明らかにした。
藤城 俊夫; 広瀬 誠*; 丹沢 貞光
JAERI-M 9825, 37 Pages, 1981/12
NSRR強制対流実験における過渡的なボイド発生挙動の測定のための炉外予備実験として、炉内実験と同一寸法のモックアップ装置を用いて行った二相流測定用の振動板型密度計およびドラッグディスク型流量計の性能確認試験の結果である。試験燃料部でのボイド発生の模擬は、ダミー燃料に開けた小孔から空気を吹出すことにより行い、定常条件の下で、冷却材流量と空気流量とをパラメータとして上記密度計および流量計の応答を調べた。この結果、密度計はボイド検出には十分安定して作動するが、ボイド率の定量的な測定のためにはもう少し改良の余地があること、一方、流量計は冷却材流量が少い時に不安定になる欠点はあるが、冷却材流量が或る程度大きくなれば良好な制定結果を与える事がわかり、現設計のセンサーに多少の改良を加える事により、十分に実用になることが確認できた。
大西 信秋; 石島 清見; 落合 政昭*; 丹沢 貞光; 植村 睦*
JAERI-M 9488, 151 Pages, 1981/05
本報は、米国のTREATで行われた反応度事故を模擬した燃料破損実験における研究成果をまとめ検討したものである。TREATにおける実験研究は、大別して燃料の破損挙動の究明に主眼を置いたものと、溶融燃料と冷却水との相互作用ならびにそれによる水素の発生挙動の究明に主眼を置いたものがある。本稿では、主として軽水炉燃料の破損挙動の観察結果に関する報告をまとめると共に、破損しきい値および破損機構について検討を加えた。
藤城 俊夫; 広瀬 誠; 小林 晋昇; 丹沢 貞光
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(3), p.196 - 205, 1981/00
被引用回数：6 パーセンタイル：62.78(Nuclear Science & Technology)反応度事故条件下の軽水炉燃料の挙動に対する冷却材の流動条件の影響を調べるため、実燃料を用いた炉内実験を実施した。試験燃料としてPWR型燃料を用い、NSRR内で反応度事故時の出力暴走を模擬したパルス照射を行って、破損に至るまでの燃料挙動を観測した。実験は大気圧下で冷却材温度が20Cから90Cの範囲の条件下で行い、冷却材流速の設定を0.3m/sから1.8m/sまで変え流速の影響を調べた。この結果、反応度事故時の早い出力上昇条件下においても冷却条件が燃料の温度挙動に大きく影響することが判明した。すなわち、冷却材流速が大きい程、また、サブクール度が大きい程、燃料表面での膜沸騰時の熱伝達が向上し、かつ膜沸騰継続時間が短かくなる事、この結果、燃料の破損しきい値が高くなる事が確認された。
藤城 俊夫; 小林 晋昇; 広瀬 誠; 丹沢 貞光; 吉田 博之*
JAERI-M 9104, 44 Pages, 1980/10
反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材の流動の影響を調べるため、NSRRにおいて、大気圧室温条件の強制流動下で行った燃料照射実験の結果をまとめたものである。実験は大気圧カプセルを使用し、単一燃料棒を内径16mmの流路管に収め、これを小型の水中ポンプを接続してカプセル内で強制循環させる方法により行った。実験条件としては、まず、冷却材流速の影響を把握するために、流速が0.3m/s,1.0m/s,1.8m/sの3通りの場合に同じ190cal/g.UOの発熱毒を与え、次に、燃料破損しきい値を知るために、流速1.8m/sで発熱量を徐々に上げ、最高310cal/g.UOまでの実験を行った。この結果、流速を1.8m/sとした場合には、同じ単一燃料棒を静水中において照射するNSRRの標準実験条件に比べ、同一発熱量を与えた時の被覆材最高温度が300~400C低く、また、破損しきい値も約30cal/g.UO高くなる等、冷却材流動が反応度事故条件下の燃料挙動に大きな影響を与える事が判明した。
