Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
村松 靖之; 大河原 正美; 鈴木 寿之; 柴田 功; 更田 豊志
JAEA-Technology 2007-028, 47 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-028.pdf:4.76MB
原子炉安全性研究炉NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)では、燃料等安全高度化対策の一環として、高燃焼度酸化ウラン燃料及びプルトニウム-ウラン混合酸化物燃料(MOX燃料)を用いた照射実験を行う。この照射実験を行う際に照射カプセルの移動及び炉心への装荷にカプセル装荷装置を使用するが、既存の装荷装置では高燃焼MOXには対応できないため、中性子遮へい能力を強化し、さらに新型の高圧水カプセルにも対応したカプセル装荷装置B型を設計・製作した。
村尾 裕之; 村松 靖之; 大河原 正美; 柴田 功
JAEA-Technology 2006-062, 32 Pages, 2007/02
JAEA-Technology-2006-062.pdf:1.81MB
原子炉安全性研究炉NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)の炉内実験は実験燃料を専用の照射カプセルに封入し、炉心へ挿入して行われる。NSRRではこれまでに17種類の大気圧水カプセルを製作しており、そのうちX-IV型大気圧水カプセルは設計及び工事の方法の認可を6回取得し、平成18年6月に第7回目の設工認申請を行った。第7回目の申請に際しては設計の強度評価に用いる規格を通商産業省告示501号の廃止に伴い、日本機械学会発電用原子力設備規格、設計・建設規格(JSME S NC1-2005)に変更した。JSME S NC1-2005では、新たに「負荷荷重」の状態を示す供用状態が導入されており、今回の申請書では許容応力強さを供用状態に応じて算出した。また、JSME S NC1-2005では、クラス1支持構造物に対して、組合せ応力に関する評価を求めていることから、今回の申請書で同評価を追加し許容応力を超えないことを確認した。
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。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 大河原 正美; 神永 雅紀
JAERI-M 85-126, 95 Pages, 1985/09
本報告書は、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計において重要な位置を占める強制対流下での沸騰開始(ONB)条件とDNB熟流束について実験を行い、設計に用いるべき相関式の妥当性と適用性の検討を行った結果とについて報告するものである。JRR-3改造炉は、定格出力20MWのいわゆる低圧低温の研究用原子炉であって炉心は200KWまでの上昇流による自然循環冷却と20MWまでの下向流による強制循環冷却による2モードの冷却方式を採用する。従って本実験では、上昇流と下向流の熱水力特性の相異に注目した。同時に、熱伝達特性が流路の形状に強く依存する可能性のあることに留意し、JRR-3改造炉の燃料要素の1流路を模擬した加熱流路で実験を行ったものである。
神永 雅紀; 井川 博雅; 大河原 正美; 数土 幸夫
JAERI-M 85-071, 65 Pages, 1985/06
本報は、JRR-3改造炉の標準型燃料要素を模擬した燃料要素内の流動特性を、実験を行って調べ、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計において燃料板表面温度算出に用いる、ホット・チャンネル・ファクタのうち工学的因子である標準型燃料要素内のサブチャンネル聞流速分布因子及び流路断面積誤差因子を評価し、その妥当性を検討した結果について述べたものである。実験結果より、サブチャンネル間流速分布因子として1.08、また流路断面積誤差因子として1.17を得た。これらの実験により得られた値は、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計に用いられている。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 大河原 正美; 神永 雅紀
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(3), p.202 - 212, 1985/00
被引用回数：33 パーセンタイル：94.52(Nuclear Science & Technology)本報は、20MWtに改造予定のJRR-3の燃料要素内の1サブチャンネルであるギャップ2.25mm,長さ750mmの矩形流路を模擬した狭い垂直流路で、上昇流と下向流とにおける単相強制対流熱伝達特性の相違を、実験的に調べたもので従来の相関式の適用性と浮力の効果に注目している。その結果、(1)乱流に対しては等価直径を用いることによって従来の相関式が、下向流・上昇流共に適用できること、(2)層流では、レイノルズ数が700以下でグラスホフ数が千以上の時、上昇流と下向流とで違いが生ずる。即ち、浮力の効果によって下向流のヌセルト数は上昇流よりも低下することがわかった。なお、層流の上昇流と下向流に対し各々下限値を与える新しい熱伝達相関式が両面加熱流路について得られた。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 神永 雅紀; 大河原 正美
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(8), p.604 - 618, 1985/00
被引用回数：57 パーセンタイル：97.81(Nuclear Science & Technology)研究炉JRR-3は、20%低濃縮ウラン燃料を用い熱出力20MWに改造される予定である。このJRR-3の燃料要素中の1サブチャンネルを模擬した垂直矩形流路を用い、DNB熱流束を上昇流と下降流との場合について実験的に調べた。実験は、JRR-3の安全解析で対象となる流束及び圧力の条件で行なわれた。本実験の検討と将来の矩形流路及び他の流路での実験結果の検討から、上昇流及び下降流に対するDNB熱流速評価式を導いた。これらの評価式は矩形流路のみならず他の流路にも適用可能である。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 大河原 正美; 神永 雅紀
JAERI-M 84-149, 106 Pages, 1984/08
本報は、JRR-3改造炉の標準型燃料要素の1流路を模擬した加熱長750mmの矩形単一流路を用い、流速約0.05~6m/sの範囲で上昇流と下向流の強制対流熱伝達特性の相違を調べたものである。その結果、レイノルズ数が2000以上では従来の相関式が使用でき上昇流・下向流とで顕著な差異が無いこと、レイノルズ数が700以下では下向流の熱伝達率が上昇流に比べて低下することがわかった。以上の実験的知見から、JRRー3改造炉熱水力解析用熱伝達相関式の内の、上昇流と下向流とに適用すべき強制対流熱伝達相関式の妥当性を確かめると共に、低流速で浮力の影響が顕著になる領域の熱伝達相関式を提案した。
杉山 智之; 富安 邦彦; 笹島 栄夫; 梅田 幹; 永瀬 文久; 更田 豊志; 大河原 正美; 本田 順一
no journal, ,
ジルカロイ-4よりも耐食性が向上したNDA及びM5被覆を備えた高燃焼度PWR燃料(約70GWd/t)を対象として反応度事故模擬実験を行い、被覆管径方向歪み及びFPガス放出に関する知見を得た。
更田 豊志; 永瀬 文久; 杉山 智之; 西野 泰治; 大河原 正美
no journal, ,
国内では入手が不可能な高い燃焼度まで欧州の動力炉において使用された酸化ウラン燃料及びウラン-プルトニウム混合酸化物燃料を入手し、これらを対象として反応度事故及び冷却材喪失事故時の燃料挙動に関する実験及び解析を実施した。RIA時の燃料破損限界,核分裂ガス放出量,燃料破損時の機械的エネルギー,LOCA時の被覆管酸化速度,被覆管の膨れ及び破裂挙動,酸化した被覆管の急冷時破断限界など、さらなる高燃焼度化及びプルサーマル本格利用において安全審査に必要となるデータを取得した。
阿波 靖晃; 村尾 裕之; 大河原 正美; 和田 茂
no journal, ,
NSRRでは、「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う文部科学省の指示に基づき、地震時の安全性評価の必要性について、地震時の想定事象を設定し、検討を行った。その結果、施設の構造上、炉心燃料が内蔵する放射性物質の外部への放散の可能性は小さいことがわかった。さらに放射性物質全量が外部へ放散したと仮定した場合でも周辺公衆の放射線被ばくは、文部科学省の指示に基づく5mSvを超えないと評価できた。以上のことからNSRR施設は地震に対し十分安全であるため、指針の改定に伴う耐震安全性の評価を必要としないことが確認できた。
川島 和人; 田口 祐司; 村松 靖之; 鈴木 寿之; 大河原 正美
no journal, ,
NSRRでは原子炉プールライニングの長期的な安全性を確認するため、プール水中でも調査可能な超音波探傷装置を開発し、調査対象となるプールライニングに使用されているアルミニウム材の経年変化に対する健全性等の調査を実施した。その測定データを解析した結果、プールライニングとしての必要肉厚である7mmは十分に確保されており、今回の測定箇所については施工時の肉厚である15mmであることが確認できた。また、溶接線部の状態についても性能に影響を及ぼすような欠陥のないことを確認した。
