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元木 保男; 羽田 一彦; 西口 磯春*; 馬場 治
JAERI-M 91-056, 44 Pages, 1991/03
高温工学試験研究炉の第1種機器のボルト等と炉心支持構造物のボルト等及び拘束バンドの高温構造設計に適用するために構造の規格を作成した。この構造の規格は通商産業省告示第501号、ASME B&PV Code Sec.III Div.1,ASME B&PV Code Case N-47,N-253-4及び「高速原型炉第1種機器の高温構造設計方針」を参考にしている。本報告書においては、使用材料の材料特性を検討するとともに、構造の規格を作成するに当たっての基本的な考え方を明らかにしている。規格の作成に当たり、使用条件の特徴である以下の項目を考慮している。・使用材料はボルト鋼のJIS SNB16とオーステナイト系ステンレス鋼のJIS SUS316である。・高温工学試験研究炉におけるヘリウム環境及び中性子照射効果は、これ等の材料強度にほとんど影響を与えない。・ボルト等及び拘束バンドは、通常運転時には非クリープ温度域で使用される。
稲垣 嘉之; 藤本 望; 元木 保男; 伊与久 達夫; 丸山 創; 塩沢 周策
JAERI-M 90-223, 30 Pages, 1990/12
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持板は、炉心及び炉心支持黒鉛構造物の鉛直方向の荷重を直接支持する機能を有し、その上部にある炉床部断熱層により、炉心内の高温冷却材(約950
C)からの熱伝導を低減するとともに、その下面を低温冷却材(約400C)で冷却して、制限温度を超えない構造としている。炉心支持板下面の冷却材流路には、1次ヘリウム配管、補助ヘリウム配管及び多数の支持板支持柱等の構造物がある。これらの構造物は、冷却材を偏流させる可能性があり、その結果として炉心支持板にホットスポットが生じる可能性がある。炉心支持板下面の冷却材の流動を明らかにするために、3次元熱流体解析コードSTREAMを用いて解析を行なった。更に、その解析結果から得られた流速分布より、炉心支持板の温度分布を解析した結果、ホットスポットが発生するような偏流が生じないことを確認した。
西口 磯春; 橘 幸男; 元木 保男; 塩沢 周策
JAERI-M 90-152, 31 Pages, 1990/09
HTTRにおいては、その冷却材温度が最高約950Cとなり、軽水炉等と比較して高温で使用されるため、特に制御棒被覆管等の金属材料部は、その特殊性を考慮した設計を行う必要がある。このため、HTTRにおいては、制御棒を対象とする設計方針案を策定し、それに従って設計を進めている。具体的には制御棒被覆管、制御棒連結棒の制御棒金属材料部を対象とし、その構造健全性の評価法を定めている。本資料は、その基本的考え方についてまとめたものである。
羽田 一彦; 元木 保男; 馬場 治
JAERI-M 90-148, 231 Pages, 1990/09
本報告書は、「高温工学試験研究炉第1種機器の高温構造設計方針」で用いている設計応力強さ等の材料強度基準等の作成方法を定め、この方法に基づいて、「高温工学試験研究炉高温構造設計方針材料強度基準等」を作成したものである。材料強度基準等を定めている材料は、21/4Cr-1Mo鋼NT材-HTTR仕様材、ハステロイXR並びにオーステナイト系ステンレス鋼のSUS321TB及びSUS316である。21/4Cr-1Mo鋼NT材-HTTR仕様材及びオーステナイト系ステンレス鋼については、高速原型炉「もんじゅ」用に定めた「高速原型炉高温構造設計方針材料強度基準等」を準用した。ハステロイXRについては、材料特性を十分に検討して新たに作成方法を定めた。特に検討した項目は、引張特性に関しては、高温で生ずる動的再結晶に対する基本的な対策、クリープ特性はクリープ式の作成方法等である。
鈴木 邦彦; 文沢 元雄; 村上 知行*; 元木 保男; 平野 光将; 荒井 長利; 宮本 喜晟; 三木 俊也*
JAERI-M 85-183, 129 Pages, 1985/11
多目的高温ガス実験炉では炉心をバイパスする漏れ流れを防止する目的で設置した黒鉛ブロック間シール部における流動特性を評価するために実施した空気による流動試験と、実験炉の炉内流動解析に使用するシール性能データの検討とについて報告したものである。結果を以下に示す。(1)固定反射体体および高温プレナムブロック間シール部を構成する基本ユニットの実寸モデルを用いた試験により、シール部の段差、隙間をパラメータに差圧と漏れ流量との関係を明らかにした。(2)基本ユニットを組合わせた実機と同じ構成のシール構造を用いた試験により、差圧と流量との関係を明らかにした。また、基本ユニット試験の結果に基づき、漏れ流量を推定できることを示した。(3)上記の結果に基づいて、炉内流動解析に使用するシール性能データを定めた。
元木 保男; 成冨 満夫; 田中 貢; 西尾 軍治; 橋本 和一郎; 木谷 進
Nuclear Technology, 63, p.316 - 329, 1983/00
被引用回数：3 パーセンタイル：44.36(Nuclear Science & Technology)PWR格納容器スプレイの格納容器熱除去・減圧効果を明らかにするため、JAERIモデル格納容器にPWR用スプレイノズルを用いた、格納容器スプレイ熱除去試験を実施した。この試験結果から、スプレイ水滴の熱吸収率に関しては、隣接ノズルからスプレイされる水滴の相互干渉作用による影響は小さいことが判った。また、水滴周囲条件(水蒸気と空気の存在比)と熱吸収率との関係を水滴落下距離をパラメータとして整理した。スプレイの格納容器全体の熱除去効率である総括スプレイ熱吸収率に関しては、スプレイ流量とノズル取付け高さの熱吸収率に及ぼす影響を格納容器内の気相条件(水蒸気と空気の存在比)で整理した。また、減圧効果に影響する格納容器内壁熱伝達係数については、壁面流下スプレイ流量をパラメータとして熱伝達係数と気相部条件との関係を示した。これ等の試験データを計算コードCONTEMPT-LT/022の計算と比較して、試験結果が計算コードの使用上に有効な知見である事も確認した。
伊与久 達夫; 元木 保男
JAERI-M 82-058, 48 Pages, 1982/06
本計算コードFLOSAは、多目的高温ガス実験炉の炉心拘束機構を対象として、地震時における拘束バンド方式およびリンク・バネ炉心拘束機構の設計用解析コードである。計算コードFLOSAの目的は、(1)炉心拘束機構の要素およびタンジェンシャルキー部分に地震時に作用する荷重を解析し、(2)固定反射体の変位を計算し、(3)リンク接合部に存在するギャップの影響を評価することである。計算例として、拘束バンドについてはシステム総合設計を、リンクバネ拘束方式については詳細設計(I)をベースにして検討した。
西尾 軍治; 成冨 満夫; 元木 保男; 橋本 和一郎; 木谷 進
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(4), p.315 - 325, 1982/00
原研モデル格納容器スプレイ効果実証試験装置を用いて、BWR仮想事故時における格納容器スプレイのヨウ素の除去試験BIS-0、BIS-1a、BIS-6、BIS-6aそしてBIS-6mを実施した。 BIS-0試験より得たヨウ素の壁面沈着量の測定は、無機ヨウ素の初期沈着現象の解釈に有用なデータとなった。BIS-1aは、比較的低いpHのスプレイ水を用いて実施した試験で先に報告したpH値の高いスプレイ試験BIS-1と対になる試験である。BIS-6、BIS-6a試験は、実炉のサプレッションプール水の液混合がない場合を模擬したもので、液混合がある試験BIS-6mと対をなすものである。 この論文では、以上の試験結果を示したのち、試験結果と計算コード(MIRA-PB)の比較を示した。また、実炉のサプレッションプール水のpH値がどうなるかを鉄の腐食に主眼をおいて実験し、その結果を示すと共に実炉プール水のpH値を推定した。
西尾 軍治; 成冨 満夫; 元木 保男; 橋本 和一郎; 木谷 進
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(4), p.315 - 325, 1982/00
被引用回数：1 パーセンタイル：21.73(Nuclear Science & Technology)原研モデル格納容器を用いてBWR仮想事故時の格納容器スプレイによるヨウ素除去効果を実証するため、ヨウ素除去試験BIS-0,BIS-1a,BIS-6,BIS-6a,BIS-6mを実施した。 BIS-0より得たヨウ素の壁面沈着の測定は、無機ヨウ素の初期沈着現象の解釈に有用なデータとなった。BIS-1a試験は、比較的pH値の低いスプレイ水を用いた試験でpH値の高いBIS-1と対になる試験である。BIS-6およびBIS-6a試験は、実炉のプール液の混合がない場合を模擬したもので、液混合がある試験BIS-6mと対になる。 この論文では、以上の試験結果を示したのち、試験結果と計算コード(MIRA-PB)の比較を示した。また、実炉のサプレッション水のpH値がどうなるかを鉄の腐食に主眼をおいて実験し、その結果を示すと共に実炉プール水のpH値を推定した。
橋本 和一郎; 西尾 軍治; 成冨 満夫; 田中 貢; 元木 保男; 木谷 進
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(4), p.261 - 274, 1981/00
被引用回数：4 パーセンタイル：52.55(Nuclear Science & Technology)軽水炉の冷却材喪失事故時において格納容器内に放出された放射性無機ヨウ素の水洗除去に対する大型格納容器スプレイ実証試験が行われた。この論文は、BWRの仮想事故条件で行われた無機ヨウ素除去に関する4試験の結果をまとめた。格納容器スプレイによる無機ヨウ素除去試験では、初期スプレイによる気相ヨウ素濃度の減衰速度および長時間スプレイ後の無機ヨウ素の気液分配係数が重要となる。試験は、初期の気相ヨウ素除去速度を求める試験と平衡時の無機ヨウ素気液分配係数を求める試験に分けて実施した。スプレイによるヨウ素除去の効果は、純水スプレイのpH値に大きく影響されることがわかった。試験の結果は、MIRA-PBコードによる結果と比較され、また実炉の格納容器スプレイの効果をDose Reduction Factorを用いて説明した。
田中 貢; 渡辺 博典; 橋本 和一郎; 元木 保男; 成冨 満夫; 西尾 軍治; 木谷 進
Nuclear Technology, 54, p.54 - 67, 1981/00
被引用回数：6 パーセンタイル：62.78(Nuclear Science & Technology)軽水炉格納容器スプレイの冷却効果および放射性ヨウ素の水洗除去効果には、スプレイノズルによって生成される液滴の粒径分布および格納容器内でのスプレイ液の噴霧状態が大きな影響を及ぼす。そこで、「格納容器スプレイ効果実証試験結果を評価するため、更にそれらの結果を用いて計算コードの開発・検証を行うため、軽水炉格納容器スプレイノズルの流量曲線(流量対圧力)、噴霧量分布、および粒径分布を実測した。ついで、それらの実測値を用いて、計算コードCONDENSEにより、実炉(PWR、BWR)格納容器スプレイの冷却効果を証価した。
西尾 軍治; 田中 貢; 橋本 和一郎; 元木 保男; 成冨 満夫; 木谷 進
Nuclear Technology, 54, p.68 - 86, 1981/00
被引用回数：1 パーセンタイル：24.41(Nuclear Science & Technology)想定事故時に作動する格納容器スプレイのヨウ素除去挙動を把握する計算コードCOSMO(Containment Spray Model)をBWR,PWR,ICRを対象にして作成した。この計算コードは格納容器の内部を数個のセグメントに分割したマルチコンパートメントモデルであり、オプションにより炉型を選択できる機能をもっている。 この論文では、COSMOを用いてモデル格納容器スプレイ効果実証試験の結果を検証し、妥当な結果を得た。また、BWR,PWRそしてICRの仕様に近い値を用いて仮想事故時の格納容器スプレイによるヨウ素除去計算を実施した。
