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報告書

NSRR高速炉燃料実験用ナトリウム取り扱い設備の開発,1; 純化・充填及び試験部循環設備

中村 武彦; 池田 良和; 谷内 茂康; 大河原 正美; 吉永 真希夫; 田苅子 功; 豊川 俊次; 片西 昌司; 傍島 眞

JAERI-Tech 2000-019, p.162 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-019.pdf:6.02MB

軽水炉の運転により生成されるプルトニウムの利用及びアメリシウム等の長半減期放射性物質の消滅処理の担い手として期待される高速炉の実用化にあたっては、軽水炉とは大きく異なる事故時燃料挙動等の解明及びこれに基づく安全評価指針類の整備が不可欠である。原研の原子炉安全性研究炉(NSRR)では、高速炉燃料をナトリウム冷却条件でパルス照射して、過渡出力事故時の燃料挙動を解明するためのナトリウム取り扱い設備として、(1)純化・充填及び試験部循環設備、(2)試作ナトリウム・カプセルの開発と製作・設置を行った。本報告書は、この内、ナトリウムの純化運転等を行う(1)純化・充填及び試験部循環設備の開発及び製作・設置について、その目的、概要、仕様、性能、運転結果等をまとためものである。純化・充填設備はNSRR原子炉施設の一部であり、同設備により照射用カプセルへのナトリウムの注入が可能となった。また、試験部循環設備では、実験燃料を模擬としたヒーターピンを用いて伝熱特性試験や実験用計装の各種開発試験を行う。さらに、照射実験を実現するためには、パルス照射後の燃料やナトリウムで汚染されたカプセル等を取り扱う解体設備等を整備する必要がある。

論文

Boiling water reactor fuel behavior at burnup of 26 GWd/tonne U under reactivity-initiated accident conditions

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 石島 清見; 藤城 俊夫

Nuclear Technology, 108, p.45 - 60, 1994/10

 被引用回数:14 パーセンタイル:75.32(Nuclear Science & Technology)

反応度事故(RIA:Reactivity Initiated Accident)における照射済BWR燃料棒の挙動の研究を日本原子力研究所NSRRで実施した。燃焼度26GWd/tUの7$$times$$7型商用BWR棒から短尺の実験燃料棒を製作し、BWRの冷温起動時の反応度事故を模擬した条件で、NSRRによるパルス照射を行った。実験燃料棒にはパルス照射により、燃料ピークエンタルピ230J/g・fuel(55cal/g・fuel)から410J/g・fuel(98cal/g・fuel)を与え、パルス照射時の燃料挙動を測定した。照射済実験燃料棒はペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI:Pellet Cladding Mechanical Interaction)による被覆管の過渡変形が大きく、核分裂(FP:Fission Product)ガスが追加放出される照射済燃料棒特有の挙動を示した。しかし、実験燃料は上記の過出力条件の範囲では破損することは無かった。

報告書

Experimental data report for test TS-4, Reactivity initiated accident test in the NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男

JAERI-M 94-030, 103 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-030.pdf:10.15MB

本報告書は1991年1月に実施した照射済BWR燃料を用いた4回目の反応度事故模擬実験であるTS-4について、実験データをまとめたものである。TS-4実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、日本原子力発電(株)の敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した燃料の燃焼度は26GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、BWRのコールドスタートアップ条件を模擬した大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、公称発熱量は110$$pm$$5cal/g・fuel(ピークエンタルピ89$$pm$$4cal/g・fuel)を与えた。その結果、燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

報告書

Experimental data report for test TS-3; Reactivity initiated accident test in the NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男

JAERI-M 93-183, 115 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-183.pdf:13.73MB

本報告書は、1990年9月に実施した照射済BWR燃料を用いた3回目の反応度事故模擬実験であるTS-3について実験データをまとめたものである。TS-3実験に使用した試験燃料は初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量は94$$pm$$4cal/g・fuel(ピークエンタルピ88$$pm$$4cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

報告書

Experimental data report for test TS-2; Reactivity initiated accident test in NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男

JAERI-M 93-006, 101 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-006.pdf:11.47MB

本報告書は、1990年2月に実施した照射済BWR燃料を用いた2回目の反応度事故模擬実験であるTS-2について実験データをまとめたものである。TS-2実験に使用した試験燃料は初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3Gwd/tであった。NSRRにおける照射実験は、大気圧、室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量は72$$pm$$5cal/g・fuel(ピークエンタルピ66$$pm$$5cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

報告書

Experimental data report for test TS-1; Reactivity initiated accident test in NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 山原 武; 市橋 芳徳; 菊池 輝男

JAERI-M 91-217, 76 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-217.pdf:4.58MB

本報告書は、1989年10月に実施した照射済BWR燃料を用いた最初の反応度事故模擬実験であるTS-1について、実験データをまとめたものである。TS-1実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3GWd/tであった。NSRRにおける照射実験は、新たに開発した専用の2重カプセルを用い、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量61cal/g・fuel(ピークエンタルピ55cal/g・fuel)を与えた。その結果、燃料破損は生じなかった。実験条件、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照射後検査の結果をまとめて示した。

報告書

Effects of radial core power profile on core thermo-hydraulic behavior during reflood phase in SCTF core-I forced feed tests

岩村 公道; 刑部 真弘*; 数土 幸夫; 傍島 眞; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道*; 村尾 良夫

JAERI-M 91-093, 89 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-093.pdf:1.87MB

PWR大破断LOCA時再冠水過程の熱水力学的挙動に及ぼす半径方向出力分布の効果を、平板炉心試験装置(SCTF)を用いて調べた。実際のPWRでは周辺バンドルでは中心バンドルよりも出力が低くなっているので、半径方向出力分布に起因するいわゆるチムニー効果のため、高出力バンドルでの冷却を促進することが期待される。SCTFはPWRの半径方向長さを模擬しており、半径方向出力分布効果が調べられる。SCTF第1次炉心における4種類の強制注入試験(S1-01,S1-06,S1-08,S1-11)の試験結果より、以下の点が明らかになった。1)半径方向出力分布により炉心内に二次元的な流れが生じた。横流れの方向はクエントフロント上方では中心の高出力部より周辺の低出力部に向い、クエントフロントの下方では横流れ方向が逆転した。2)総出力が同一の場合の最高出力バンドルにおいては、より急峻な出力分布の方が平坦出力分布の場合より熱伝達率は大きくなる。

報告書

Cold leg injection reflood test results in the SCTF core-1 under constant system pressure

安達 公道; 岩村 公道; 傍島 眞; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊; 村尾 良夫

JAERI-M 90-129, 179 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-129.pdf:3.71MB

本報告書では、一定系圧力条件下で行われた平板炉心試験装置(SCTF)第1次炉心コールドレグ注入再冠水試験S1-14(Run520)、S1-15(521)、S1-16(522)、S1-17(523)、S1-20(530)、S1-21(531)、S1-23(536)、S1-24(537)において観察されたシステム挙動について紹介する。主な検討項目は、(1)蒸気バインィディング、(2)U字管振動、(3)ECC水のバイパス、(4)炉心冷却挙動、(5)ベント弁の効果、および(6)試験パラメータの影響である。ここに紹介する結果は、再冠水挙動について極めて有用な情報や示唆を与えるものである。

報告書

COBRA/TRAC Analysis of Two-Dimensional Thermal-Hydraulic Behavior in SCTF Reflood Tests

岩村 公道; 大貫 晃; 傍島 真; 安達 公道

JAERI-M 86-196, 97 Pages, 1987/01

JAERI-M-86-196.pdf:2.0MB

平板炉心試験装置(SCTF)の再冠水試験において、半径方向出力分布効果と不均一上部プレナム蓄水効果に基づく炉心内2次元熱水力挙動が観察された。この2種類の効果が多次元解析コ-ドCOBRA/TRACで いかに表現されるかを調べる為の計算を行なった。その結果、半径方向出力が存在すると、高出力バンドルでの蒸気流量が増大する為、クエンチフロント上方における高出力バンドルでの熱伝達が促進される事が示された。また、不均一上部プレナム蓄水により、炉心内の水平方向圧力勾配により蒸気が中心バンドルに集中し、クエンチフロント上方での蒸気及び液滴の流量が周辺バンドル内で低下する為、同バンドル内での熱伝達が低下する事が示された。以上の2次元挙動計算結果はSCTFで観察された炉心熱伝達挙動と類似した傾向を示しており、SCTF試験における2次元効果のメカニズムを考察する上で有用である。

報告書

Two-dimensional thermal-hydraulic behavior in core in SCTF core-II forced feed reflood tests; Effects of radial power and temperature distributions

岩村 公道; 傍島 真; 大久保 努; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道

JAERI-M 86-195, 189 Pages, 1987/01

JAERI-M-86-195.pdf:4.33MB

平板炉心試験計画の主目的は、PWR-LOCA時再冠水過程における炉心内2次元熱水力挙動を調べる事である。既に実施した平板炉心試験装置(SCTF)第2次炉心試験結果により、不均一半径方向出力分布が存在すると、高出力バンドルでは、熱伝達が促進され、低出力バンドルでは熱伝達が劣化する事が明かとなった。半径方向出力(Q)分布自体と半径方向温度(T)分布の効果を分離して評価する為、急峻Qかつ急峻T、平坦Qかつ平坦T、急峻Qかつ平坦T、及び平坦Qかつ急峻Tの4試験を実施した。本試験結果により、半径出力方向分布に付随して生じる半径方向温度分布が、再冠水初期の炉心内2次元熱水力挙動にとって重要な原因である事が明かとなった。

報告書

Cross Flow Resistance in Air-Water Two-Phase Flow in Rod Bundle

岩村 公道; 安達 公道; 傍島 真

JAERI-M 86-184, 59 Pages, 1987/01

JAERI-M-86-184.pdf:1.58MB

PWR-LOCA時再冠水過程での横流れ流量を評価するため、空気-水ニ相流下での燃料集合体横流れ抵抗係数を実験的に求めた。実験範囲は、バンドル入口および出口でのロッド間ギャップにおける横流れ流速0.224~2.99m/s,見かけの垂直水流速0.025~0.248m/s,およびボイド率0~0.34である。空気の横流れ流量は空気の上向き流量に比べて小さかった。二相流中での横流れ抵抗係数は水単相流中よりも大きく、あるボイド率(限界ボイド率)以下では、ボイド率上昇または横流れ流速減少に伴なって増加した。この領域での横流れ抵抗係数をボイド率および横流れレイノルズ数の関数として表示する相関式を提案した。限界ボイド率は、横流れおよび垂直水流速の増大に伴ない増加した。この限界ボイド率以上では、横流れ抵抗係数は逆にボイド率増加と共に減少した。また、二相流横流れ抵抗係数に及ぼす横流れとバンドル格子の相対角度の影響は小さかった。

論文

Heat transfer enhancement in SCTF tests

岩村 公道; 安達 公道; 傍島 真; 大貫 晃; 大久保 努; 阿部 豊; 村尾 良夫

NUREG/CP-0082 Vol.4, p.429 - 444, 1987/00

平板炉心試験装置(SCTF)を用いた再冠水試験により、炉心半径方向の出力分布が存在すると、高出力バンドルにおけるクエンチフロント上方での熱伝達は促進されることが明らかとなった。このような2次元熱伝達挙動は、局所圧力損失測定値の2次元分布と密接な相関関係にあった。液滴分散流モデルに基づくと、熱伝達率は、輻射項、液滴衝突項、及び蒸気強制対流項の3項の和として表現できる。本モデルにより計算した熱伝達率は、クエンチ発生直前を除けば、SCTF、円筒炉心試験装置(CCTF)、及びFLECHT-SEASET等のデータと比較的良く一致した。従来のBromleyタイプの膜沸騰熱伝達率相関式では、SCTF試験で観察されたような2次元熱伝達挙動を予測することはできなかったが、本モデルを用いると、高出力バンドルにおける熱伝達促進を予測することができた。

論文

Experimental study of two-dimensional thermal-hydraulic behavior in core during reflood phase of PWR LOCA

岩村 公道; 安達 公道; 傍島 真

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(2), p.123 - 135, 1986/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:48.02(Nuclear Science & Technology)

PWR-LOCA時再冠水過程における炉心冷却に及ぼす二次元効果について実験的に調べるため、平板炉心試験装置(SCTF)を用いて、同一総出力及び同一初期炉心蓄熱量条件のもとで半径方向出力分布を4種類に変化させた試験を実施した。半径方向出力分布が急峻な場合には、特に炉心上部において高出力及び平均出力バンドルにおける熱伝達が促進され、被覆管温度は低下した。このような半径方向出力分布が被覆管温度に与える影響の定量的な評価を行った。一方、半径方向出力分布が異なる全試験において、上部プレナム蓄水位はホットレグ側で高くなり、PWR炉心の外側バンドルに相当するバンドル内で炉心上半分のクエンチが遅れた。このクエンチの遅れは、上部プレナム内不均一蓄水により外側バンドル内の圧力が内側バンドル内の圧力よりも高くなり、外側バンドル内で流れが停滞する傾向にあるため生じたものと考えられる。

論文

Air-water two-phase cross flow resistance in rod bundle

岩村 公道; 安達 公道; 傍島 真

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(7), p.658 - 660, 1986/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:28.17(Nuclear Science & Technology)

PWR-LOCA時再冠水過程における横流れ抵抗係数を求めるため、6$$times$$16本ロッドバンドル下部より空気-水二相流を流入させ、さらにバンドルの一方の側面より水単相流を流入させて、バンドル内垂直二相流に水平流が重複した流動様式下での水平差圧とボイド率を測定する実験を行った。この結果以下の知見を得た。1)気泡流中での横流れ抵抗係数は単相流中よりも大きくなり、ボイド率増加又は横流れ流速減少に伴って増加する。2)この領域での横流れ抵抗係数は、ボイド率及び横流れレイノルズ数の関数として表示できる。3)流動様式が気泡流からスラグ流に遷移すると、横流れ抵抗係数はボイド率増加と共に減少する。

論文

Experimental study of effects of upward steam flow rate on quench propagation by falling water film

阿部 豊; 傍島 真; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(5), p.415 - 432, 1986/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:48.02(Nuclear Science & Technology)

加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時再冠水過程においては、上昇蒸気流によって上部プレナム内に飽和水が蓄積される。この飽和水は、上昇蒸気流の存在下で炉心へ落下し、炉心上方から下方へのクエンチを進行させる。この気液対向二相流条件下におけるクエンチ進行に及ぼす上昇蒸気流の影響を上部プレナム落下水伝熱流動試験装置を用いて実験的に調べた。そして、このクエンチ進行に対して、発熱体側の熱伝導だけでなく、流体側の質量およびエネルギーの保存則を考慮したモデルを適用したところ、気液界面でのせん断応力の効果とクエンチフロント近傍での蒸気流の流路縮少の効果を考慮することにより、実験データを良く説明することができた。以上の実験結果ならびに考察をもとに、上昇蒸気流の存在下における落下水によるクエンチ進行を予測するための式を導いた。

論文

Two-dimensional fall back flow and core cooling in the slab core test facility: SCTF

傍島 真; 安達 公道; 岩村 公道; 大貫 晃

Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.2 - 129, 1986/00

平板炉心試験で通常観測される上部プレナム蓄水頭不均一に関し、その生成が落下水流量および炉心冷却の分布に及ぼす影響について個別に調べた。炉心部に上昇蒸気流を形成させて各バンドル上に一様に注水した。炉心には発熱を500Kw/バンドルで与えた場合と、発熱なしの場合とを試験し、落下冷却の分布と上部プレナム蓄水位分布の関係を評価した。蓄水頭の高い位置の下方のバンドルでは冷却がよく、落下流量も多くなることが、モデルをバンドル毎に適用することによって示された。また落下流量の多くの評価されたバンドルでは、蒸気発生量も相対的に多かった。注入水温が未飽和の場合には、局所的な未飽和水の落下があり、モデル計算よりも多い落下流量となったが、飽和水の場合は総落下流量の計算値と測定値はほぼ一致した。

論文

Recent study on two-dimensional thermal-hydraulic behavior in PWR core during the reflood phase of LOCA with the slab core test facility:SCTF

安達 公道; 岩村 公道; 大貫 晃; 秋本 肇; 傍島 真; 村尾 良夫

Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.2 - 104, 1986/00

平板炉心再冠水試験においては、半径の大きいPWR炉心における冷却材喪失事故時再冠水過程の2次元的な熱水力学的挙動について、実験的に研究している。2次元挙動のうち、炉心の最高到達温度の低減に最も寄与するのは半径方向の出力分布に基づく2次元的効果であるが、その物理的なメカニズムについては、不明な点が多い。本法ではこのメカニズムの解明に定性的に役立つ情報を得るために炉心冠水速度を変えた2回の実験、及び炉心初期温度を変えた2回の実験を行ない、そのデータを分析した結果を報告する。 これらの実験を通じて、クエンチフロント下で高出力バンドルへの流れの集中が起れば、熱伝達率に有意な量の向上が現れること、及び炉心の初期温度分布の影響のかなりの部分が温度そのものよりも流体挙動を介して熱伝達率に影響を与えることが明らかにされた。

報告書

軽水炉非常用炉心冷却系の性能評価に係る熱水力学的研究

傍島 真

JAERI-M 85-122, 126 Pages, 1985/08

JAERI-M-85-122.pdf:3.69MB

軽水炉の冷却材喪失事故に対する安全防護系の1つである非常用炉心冷却系の炉心冷即性能を評価するために、各種の大規模試験を実施して現象を調べ、また試験結果を用いて解析コードの予測性能を検討した。試験内容には、単一圧力容器からのブローダウン実験、PWR模擬体系における非常用炉心冷却試験、BWRのスプレー冷却試験、大規模な再冠水冷却試験や気液対向流の個別効果試験がある。これらを通じて種々の試験パラメータの影響度評価や熱流動現象の解明を行い、整理結果を解析コードに組込んで予測性能を改良した。また炉心上部流動現象に関するモデルを作成した。非常用炉心冷却系の有効性を多面的に明らかにする中から、現用方式より優れた冷却性能を有する方式をも考案し、それを実証した。

報告書

Two-dimensional Thermal-hydraulic Behavior in Core in SCTF Core-II Cold Leg Injection Tests; Radial Power Profile Test Results

岩村 公道; 傍島 真; 大久保 努; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道

JAERI-M 85-106, 234 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-106.pdf:5.39MB

平板炉心試験計画の主目的は、PWR-LOCA時再冠水過程における炉心内2次元熱水力挙動を調べることである。半径方向出力分布の効果を調べるため、平板炉心試験装置(SCTF)第2次炉心を用いて、同一総発熱量かつ同一炉心蓄積熱条件下で半径方向出力分布の異なる3回のコールドレグ注入試験を行ない、比較評価した結果、半径方向出力分布が存在する場合には、高出力バンドルでは熱伝達が促進され、低出力バンドルでは熱伝達が悪化することが明らかとなった。高出力バンドルにおける最高温度の低下量は、急峻出力分布試験において約40~120Kと評価された。一方、上部プレナム内の不均一蓄水によっても炉心内2次元流れが生じ、その結果PWRの外周バンドルに相当するバンドルではクエンチが遅れた。しかしながら、上部プレナム蓄水分布が顕著となるのは炉心が最高温度に達した後なので、炉心最高温度に及ぼす影響は小さかった。

論文

Experimental modeling of steam-water countercurrent flow limit for perforated plates

傍島 真

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(9), p.723 - 732, 1985/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.87(Nuclear Science & Technology)

蒸気-水の多孔板における対向流抑制(CCFL)の実験を、孔径、孔縁切欠き、板厚を変えて行った。その結果、既存のCCFL相関式はこれらの形状変化に依存していることが示された。多孔板における流動の観察に基づいて、CCFL流量を算出する簡潔な相分離モデルを導き出し、これを種々の形状範囲の実験について検討した。その結果、形状のみから決まるパラメータを用いて、実験結果をよく予測できることが示された。

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