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長渡 甲太郎*; 吉江 伸二*; 矢野 和隆*; 高田 孝*; 前川 勇*; 下田 貞之*
PNC TJ9055 96-003, 130 Pages, 1996/03
TOP、LOF等に伴う炉心崩壊事故について、液体金属冷却高速増殖炉の安全性評価を行うためには、燃料の破損限界、燃料溶融挙動、溶融燃料プール挙動、及び機械的放出エネルギー量の定量的把握が必要不可である。これらの現象を定量的に把握する手段は実機の使用状態に近い条件を模擬した炉内Naループによる実験であり、動力炉・核燃料開発事業団ではSERAPH計画の下に前記の条件を満たす試験体の概念検討に着手している。本報告書は、SERAPH試験体の中で最も過酷な熱的条件での実験を対象とした。
吉江 伸二*; 岩崎 守弘*; 前川 勇*
PNC TJ9055 95-006, 55 Pages, 1995/03
FBR蒸気発生器(SG)内で、万が一、ナトリウム-水反応事故により伝熱管が局所的に高温化すると、強度が急速に低下し破損するいわゆる「高温ラプチャ」が起こる可能性がある。そこでナトリウム-水反応時のリークジェットを火薬トーチにて模擬し、伝熱管内の蒸気流動条件をパラメトリックに変化させた試験を行うことで、高温ラプチャ挙動を把握し、以下の基礎的なデータを取得した。試験は、予備試験と本試験から成り、それぞれ以下の知見を得た。1.予備試験火薬トーチ燃焼確認のため、静特性試験を実施し、本試験における燃焼条件(ロケットチャンバー内圧約6kg/cm2・g、火炎持続時間約10sec)を設定した。2.本試験2.1 熱流束を算定するための中実棒を用いた試験伝熱管内面の温度履歴を計測しない他の試験の参考とすることを目的とし、管肉厚を貫流する熱量計算から、管外熱伝達率算定の基礎となるデータを得た。2.2 伝熱管内部流体としてN2ガスを封入した試験試験体外表面の温度は、最大650度で、火炎側とは180度反対の試験体外表面の温度は、500度であり周方向に150度の温度差を約20sec継続した。試験体は、破損しなかった。2.3 伝熱管内部流体として飽和蒸気を封入した試験試験体は、火炎温度立ち上がり後、約6.5secで台破損(ギロチン破断および大変形メクレ)した。火炎最大温度1200度、試験体外表面温度は、平均約1150度であった。2.4 伝熱管内部流体として飽和蒸気を流し、管内を冷却した試験直径約2mmの開口が生じた。2.3項に述べた試験の破損状況と比較して、伝熱管内の蒸気流による冷却効果が破損に与える影響は、顕著であることが確認できる貴重なデータを取得できた。以上の試験に基づき、実験により取得した試験体外表面を再現するような管外熱伝達率(
oを汎用伝熱解析コードTRUMPを用いて解析し推定した結果、1000
5000kcal/m2hKであった。ナトリウム-水反応時のリークジェットの場合と比較してやや低めと予測されるものの同一オーダーであり、火薬トーチによる模擬性は、成立することが今回の実験で確認された。今後は、試験体内外面の1200度近傍の時間履歴を精度良く計測する必要のあることがわかった。
吉江 伸二*; 福田 博徳*; 丸山 結; 山野 憲洋; 杉本 純
Transactions of 13th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-13), 4, p.359 - 370, 1995/00
水蒸気爆発は、シビアアクシデント時に格納容器の健全性を脅かし得る現象の1つと考えられている。原研では水蒸気爆発現象を明らかにするために、事故時格納容器挙動試験計画(ALPHA)において、溶融物落下水蒸気爆発実験を実施している。この実験シリーズの中で最大規模の水蒸気爆発が生じたと推定された実験について、流体-構造相互作用解析コードAUTODYN-2Dを用いて、水蒸気爆発によって発生した圧力波の模擬格納容器内伝播解析を実施した。水蒸気爆発に関与した溶融物の割合、圧力源の拘束条件をパラメータにした解析を行い、圧力波伝播特性を把握するとともに、実験で観測された模擬格納容器内圧力履歴と比較した。
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。
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。
吉江 伸二*; 岩崎 守弘*; 進藤 嘉久*; 矢野 和隆*
PNC TJ9055 89-002, 149 Pages, 1989/10
本試験はダブル・ラプチャーディスクの破裂挙動に着目して,無液面型蒸気発生器を有する2次主冷却系におけるナトリウム-水反応時の初期スパイク圧によるラプチャーディスクの開口特性および系統の圧力波伝播挙動を把握するとともに,解析コード検証データの取得を目的として実施した。試験はシリーズI同様,水ループ試験装置(PEPT)の模擬蒸気発生器内で低爆速火薬を水中発破し,初期スパイク圧を模擬して実施した。放出水流動状況およびラプチャーディスク破裂挙動を圧力源の圧力波立ち上がり時点および1枚目のディスクと2枚目のディスクに遅延時間を持たせて同期させた高速撮影により可視化した結果,以下に示すようにディスクの開口特性を含む放出水挙動が明らかになった。蒸気発生器の軸方向における中央部で波高値,約30kg/cm
2・g,持続時間約20msのスパイク圧を発生させた場合,蒸気発生器下部胴付の放出系における1枚目のラプチャーディスク破裂後,放出水はダブル・ラプチャーディスク間距離1.2mを約50m/sで移動する。これによりダブル・ラプチャーディスク間の空気は圧縮されるが,ディスクの破裂設定圧(5.0kg/cm2・g)に到達しないまま約2.5kg/cm2・gで,放出水の先端飛沫の水撃によって2枚目のディスクが破裂し,圧力が開放される事が把握された。この他ラプチャーディスク取付位置,型式等を変えて実験し,各々の特性を実験的に把握し,あわせてナトリウム-水反応解析コード検証データを取得した。
坂野 耿介*; 清水 一民*; 吉江 伸二*
PNC TJ9055 88-003VOL2, 165 Pages, 1988/08
PNC-TJ9055-88-003VOL2.pdf:5.37MB
要旨無し
坂野 耿介*; 清水 一民*; 吉江 伸二*
PNC TJ9055 88-003VOL1, 89 Pages, 1988/08
PNC-TJ9055-88-003VOL1.pdf:2.51MB
本試験の目的は無液面型蒸気発生器を持つ2次主冷却系におけるナトリウム-水反応時の初期スパイク圧の伝播による,圧力開放板の破裂持性とそれに伴う伝播圧力波の減圧効果を把握することである。試験は実証炉設計例の2次主冷却系を1/5スケールにて製作し,初期スパイク圧を低爆速火薬を用いて模擬し,ナトリウムを水で置き換えて実施した。圧力開放板の破裂特性を高速撮影により可視化した結果,開放板は約1300m/sで到達した初期スパイク圧により変形を開始し,これより1.1msecで反転後,水噴出し,1.7msecで4分割され約4msecで完全開口した。圧力開放板の破裂挙動によって,放出系配管内の伝播圧力波は約30%の減圧効果があった。但し,破裂後であっても放出系配管内圧力波は持続し,その時間は蒸気発生器内の反応点のものと同程度であった。本試験によって圧力開放板の破裂特性が初めて明らかにされ,減圧効果を評価することができた。そしてこれらの成果はナトリウム-水反応解折コードの検証用データになる。
斎藤 正樹; 吉江 伸二*; 石川 真
動燃技報, (53), p.78 - 84, 1985/03
三種類の縮小率(実機寸法の1/33,1/20,1/15)を持つ耐衝撃モデル試験結果と、それらのPISCES-2DELKコードによる解析結果を纏めて報告する。特に耐衝撃モデル試験では、遮蔽プラグ下面に設置される熱遮蔽層構造変形破損することによって、冷却材スラッグの衝突エネルギの一部を吸収するため、遮蔽プラグ近傍の原子炉容器の変形を大きく緩和・減少させるプラント固有の安全機能を有することが確認された。また、この複雑な熱遮蔽構造の変形・破損モデルの追加により、PISCES-2DELKコードで、その変形・破損効果をも含めた炉容器耐衝撃健全性評価が可能であることが確かめらた。
