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。

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44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。

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。

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

https://doi.org/10.3154/jvs.12.47_257

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325C)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。

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,~325C)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。

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。

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。

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。

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。

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。