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論文

高速実験炉「常陽」格納容器全体漏洩律試験

田村 政昭; 磯崎 和則*; 遠藤 順一; 宮口 公秀

日本原子力学会誌, 27(10), p.939 - 952, 1985/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

ループ型高速炉における格納容器全体漏洩率試験は従来の軽水炉などにおけるそれとは異なり、高温の冷却材Naを循環運転し、それに伴い必要となる一次アルゴンガス系及び格納容器雰囲気調整系を運転した状態で実施せざるを得ず、このような試験条件下でいかにして必要な測定精度を得るかという固有の問題を有している。しかしながら、これらの問題点は「常陽」においてこれまで実施した3回の試験の結果から基本的に解釈され、測 定精度についても軽水炉などにおけるそれと同等のものを得ることができ、「常陽」に代表されるループ型高速炉における格納容器全体漏洩率試験方法と測定率の妥当性を実証することができた。

報告書

ナトリウム火災防護設備基礎試験(III) : 二次系ナトリウム火災の事故推移に関する縮尺モデル試験、Run-B3

姫野 嘉昭; 宮原 信哉; 川田 耕嗣*; 川部 隆平*; 佐々木 和一*; 山田 敏雄*; 宮口 公秀

PNC TN941 85-130, 65 Pages, 1985/09

PNC-TN941-85-130.pdf:2.49MB

ナトリウム配管,床ライナ,連通管および燃焼抑制槽のそれぞれの縮尺モデル試験体を用いて,二次系ナトリウム火災に関する試験を行った。試験では,各試験体を実機と類似に配置し,模擬事故室内の配管からのナトリウム漏洩によって始まり,燃焼抑制槽で事故が終息するまでを調べた。使用したナトリウムは,温度505$$^{circ}C$$,総重量約150kgで,これを模擬ナトリウム配管から流量約1/sccで約3分間にわたって漏洩させた。今回の試験結果から,次の結論を得た。模擬配管からの漏洩ナトリウムは,現在「もんじゅ」設計で想定されている事故推移と同様に,床ライナから連通管を経て燃焼抑制槽に円滑にドレンされ,燃焼抑制槽内のナトリウム燃焼の自然鎮火によって事故が終息した。模擬ナトリウム漏洩配管では,内装板及び外装板の腐食破損及び高温破損は生じておらず,試験期間中は漏洩ナトリウム飛散防止機能が維持された。模擬事故室の床ライナ上及び連通管内については,燃焼生成物によるナトリウム流路の閉塞は認められなかった。また模擬事故室における漏洩ナトリウムの滝状(コラム状)及びプール状の混合燃焼による発熱量は,床ライナの単位面積当たりに換算するとプール燃焼発熱量の約1.6倍であった。燃焼抑制槽にドレンされたナトリウムの燃焼は一定時間後に自然に鎮火した。燃焼抑制槽下部のコンクリートについては,断熱コンクリートであるパーライトコンクリートと構造コンクリートのそれぞれの温度データを得た。また試験期間中のコンクリート放出水量は,従来のR&D結果と比べ非常に少なかった。

報告書

ナトリウムプール火災計算モデル(SPM)

三宅 収; 山崎 洋嗣*; 川部 隆平*; 姫野 嘉昭; 宮口 公秀

PNC TN941 85-131, 53 Pages, 1985/08

PNC-TN941-85-131.pdf:5.68MB

高速炉の安全設計の一環として行われるナトリウムプール火災解析には、計算コードとして、SOFIRE-M2コード、もしくはプール火災とスプレイ火災を組み合わせたASSCOPSコードが使用されてきた。ところがプール火災は、近年は上記の計算コードが開発された時代と比べ、実験を通じて現象がより詳細に把握できる段階になってきている。一方、現在の高速炉プラントの合理化に対する動向から、プール火災とその熱的影響を、より現実的に評価できるよう精度の高い計算コードが今後要求されてくるものと推定する。そこで、このような現状と動向に鑑みて、主に二次冷却系の空気雰囲気に於けるナトリウムプール火災を対象に新たな計算モデル、SPM(Sodium Pool Fire Model)を開発した。SPMでは、実際の現象を出来るだけ忠実にモデル化する目的で、ナトリウムプール表面の上方に燃焼フレーム(火災)を考え、フレーム内における燃焼反応と、燃焼反応によって生成される反応熱の周囲雰囲気及び周囲構造物への熱伝達を考慮した。モデルの妥当性の検証については、米国HEDLのCSTF施設および西独KfKのFAUNA施設による実験結果、および従来の計算コードであるSOFIRE2あるいはSOFIRE―M2による計算結果との比較検討を行った。比較検討の結果、SPMの計算結果は、実験値にほぼ一致するかやや保守的な値となったが、プール温度については、SOFIRE―M2による計算結果と比べ著しい改善が見られ、より実測値に近い計算結果を得た。

報告書

ナトリウム火災防護設備基礎試験(II); ライナ上の低温ナトリウム流動燃焼試験(Run-B4)

川部 隆平*; 姫野 嘉昭; 川田 耕嗣*; 宮口 公秀

PNC TN941 85-104, 17 Pages, 1985/06

PNC-TN941-85-104.pdf:0.76MB

漏洩ナトリウムの流動性を明らかにする目的で、温度250$$^{circ}C$$の低温ナトリウムのライナ上流動燃焼試験を行った。試験には、長さ約2.4m、幅約1.2m、ライナ勾配1/100を有し裏面断熱の水平なライナ試験体を用い、その端部に幅200mm、高さ10mmのノズルを固定し、ノズルから水平方向に流量約1-/secで総量約160kgのナトリウムを220秒間穏やかに流した。試験中はライナ上のナトリウムの流動性及び燃焼状況を観察し、またライナ各部の温度測定も行った。試験後は、試験体各部に残留したナトリウム燃焼生成物の回収とそれらの分布を調べた。試験中及び試験後のデータとそれらの解折から、次に述べる結果を得た。ノズルからの流出ナトリウムは、最初は限定された流路幅の中を流れた。しかし、しばらくすると流出ナトリウムの先端が放熱のために一時棟結し、凍結によって形成された固化ナトリウムが流路をライナ全面に広げた。凍結ナトリウムは、次々と流入するナトリウムによって容易に再融解され、その後のナトリウム流動は円滑に推移した。ナトリウムからライナに対する熱流束は約80kw/m$$times$$2以下で、前回の高温ナトリウム(505$$^{circ}C$$)試験の時と比べ小さい。ただ、熱伝達率は300$$sim$$500w/m$$times$$2$$^{circ}C$$と前回と同様な値であった。試験後の残留ナトリウム燃焼生成物は、ライナ上では平均約1kg/m$$times$$2のほぼ均一な分布を示し、連通管内については大きな固形燃焼物の流入は認められていない。このことと前回の高温ナトリウムを用いた同様な試験結果から、実機における流路閉塞の可能性は排除できるものと結論される。

報告書

Comparison of Sofire-MII Predictions with the Results of German FAUNA F5 and F6 Tests

三宅 収; 川部 隆平; 姫野 嘉昭; 宮口 公秀

PNC TN941 85-67, 43 Pages, 1985/03

PNC-TN941-85-67.pdf:0.78MB

None

報告書

ナトリウム火災解析コード ASSCOPS Ver.1.1 (インプット・マニュアル)

里美 直樹*; 山崎 洋嗣*; 三宅 収; 川部 隆平*; 姫野 嘉昭; 宮口 公秀

PNC TN952 84-13, 159 Pages, 1984/11

PNC-TN952-84-13.pdf:4.4MB

高速増殖炉の冷却系安全性評価の一つとして,配管が何らかの原因で破損し,ナトリウムが漏洩した場合の,ナトリウム火災の原子炉プラントに及ぼす熱的影響に関する解析が行われている。 従来,ナトリウム火災については,スプレイ火災とプール火災をそれぞれ別々の計算コードで解析してきたが,ASSCOPS(AnalysisofSimultaneousSodiumCombustionsinPoolandSpray)コードでは,これらプール火災計算コードSOFIRE―M2とスプレイ火災計算コードSPRAY―3Mの二つを統合し,混合火災としての解析評価を可能にしたものである。 本報告は,ASSCOPSコードの使用説明書として,入力データの内容,出力データの仕様,ジョブコントロールについてとりまとめたものである。

報告書

高速実験炉「常陽」FFD(DN法)設備に係る保守経験 : ノイズ対策

沢田 誠*; 中村 省一*; 奥田 英一*; 八木 昭*; 宮口 公秀; 遠藤 順一*

PNC TN941 84-121, 56 Pages, 1984/08

PNC-TN941-84-121.pdf:9.99MB

燃料破損検出設備(FFD設備)のうち遅発中性子法(DN法)には,MK―175MW第6サイクル開始頃からさまざまなノイズが発生し,同設備の運転に悪影響を与えてきた。昭和58年2月から昭和59年3月にわたる原因調査の結果,ノイズは電源部,前置増幅器(プリアンプ)部,及びケーブル部からそれぞれ発生していることが判明したため以下のノイズ対策を行った。(1)電源部・安定化電源装置(ACLINECONDITIONER)を電源ラインに設け,電源-アース間に生じていたノイズ電圧を除去した。(2)プリアンプ部・プリアンプの保護カバーがシールド箱と接触して多点アースとなっていたものを,カバーに絶縁処理を施し,多点アースを解消した。・発振防止用コンデンサを新たに設ける回路改造を行うと共に,回路内の電界効果トランジスタ(FET)の交換を行い,回路の安定性を向上させた。・検出器ケーブルコネクターでのシールド処理が不完全であったため信号が不安定で且つノイズを拾いやすい状態となっていたものを,シールド処理を施し耐ノイズ性を高めた。(3)ケーブル部・プリアンプ以降計数モニタまでの間の信号ケーブルを同軸ケーブルから光ファイバーケーブルに交換し,ノイズの誘導を防止した。(但し,ケーブルペネトレーション部等交換不可能な一部のケーブルは従来通り同軸ケーブルを使用している。)・プリアンプ・シールド箱内の高圧ケーブルに電磁遮蔽を施し,高圧ケーブルから検出器ケーブルヘのノイズ誘導を防止した。上記の対策によってノイズを除去することが出来た。本報告書はこれら一連のノイズ対策を集大成し,他設備のノイズ対策の参考に供するものである。

報告書

高速実験炉「常陽」第4回定期点検報告 : 1次主循環ポンプ(A)アウターケーシング内面遠隔目視検査

富田 直樹*; 前田 幸基*; 宮口 公秀; 遠藤 順一*

PNC TN941 84-100, 51 Pages, 1984/06

PNC-TN941-84-100.pdf:3.22MB

高速実験炉「常陽」第4回定検期間中に,供用期間中検査の一環として,冷却材バウンダリとなる1次主循環ポンプA号機アウターケーシングについて,Na接液側溶接部の健全性および1次主循環ポンプに代表される1次系機器・配管のドレン後のNa付着状况を確認する目的で多目的目視検査装置を使用した目視検査を実施した。この検査は1次主循環ポンプA号機の分解点検時に行なったもので,旧インナーアセンブリをアウターケーシングから引き抜き,新インナーアセンブリを装荷するまでの間を利用して,検査装置(カメラ)をアウターケーシング内へ吊降して,溶接部やNa付着状況を目視検査するとともにビデオテープに集録した。検査の結果,アウターケーシングNa接液側溶接部には欠陥は認められなかった。また,1次主循環ポンプのみならず1次主配管の一部についても目視することができ,Naドレン状況は極めて良好であることを確認した。これらのことから,本方法は2重構造の内側に冷却材バウンダリが存在し,アクセスが困難な場合の供用期間中検査の一つの方法として,極めて有効であることを実証した。

報告書

高速実験炉「常陽」第3回定期点検報告 : 1次主冷却系配管供用期間中検査

冨田 直樹; 磯崎 和則*; 田村 政昭; 宮口 公秀; 遠藤 順一

PNC TN941 83-124, 172 Pages, 1983/08

PNC-TN941-83-124.pdf:8.89MB

高速実験炉「常陽」では,冷却材バウンダリーである1次主冷却系配管内管の4ケ所について,2重管外管に設けられた検査孔より,供用前検査(Pre-ServiceInspection‥PSI)に引続き,定期検査期間を利用して2回の供用期間中検査(In-ServiceInspection‥ISI)を実施して来た。検査は,1次主冷却系配管内管のうち,強度計算上最も応力の高いエルボ横面に対して,1)超音波探傷試験(体積検査)、2)直接肉眼検査及び遠隔肉眼検査(肉眼検査)、3)液体浸透探傷試験(表面検査)を行った。2回のISIの結果はPSIと比較して,有害な欠陥や進展性の欠陥及び減肉等の異常は認められず,1次主冷却系配管の極めて限られた部分であるが,冷却材バウンダリーの健全性を確認することができた。

報告書

格納容器雰囲気調整系冷凍設備(床上冷凍設備)の追加設置報告書

高須 宏雄*; 時田 光彦*; 宮口 公秀; 遠藤 順一*

PNC TN941 83-118, 58 Pages, 1983/07

PNC-TN941-83-118.pdf:2.09MB

原子炉格納容器雰囲気調整系は格納容器内雰囲気の冷却を行なう系統である。本系統はこれまで2台のターボ冷凍機(うち1台は予備)を使用して運転を行なってきた。しかし,原子炉出力100MW運転時に格納容器内で発生する熱負荷に対応するためと,ターボ冷凍機の安定運転に支障となる格納容器床上(常時空気雰囲気)区域の負荷変動の問題を解決する必要が生じたため格納容器雰囲気調整系から格納容器床上区域分の熱負荷を分離し,新たに専用の床上冷凍設備を追加設置した。この結果,既設のターボ冷凍機は床下区域専用となり,原子炉出力100MW運転時の熱負荷に対し1台のみで連転を行なうことが可能となったため常時予備を確保することができるようになった。また,ターボ冷凍機の安定運転の確保および床上の負荷変動に対処することが可能となった。本報告は格納容器雰囲気調整系に新たに追加設置した床上冷凍設備の概要,性能検査とその結果,運転等についてまとめたものである。

報告書

高速実験炉「常陽」第3回定期点検報告 : 第3回格納容器全体漏洩率試験

田村 政昭*; 礒崎 和則*; 宮口 公秀; 遠藤 順一*

PNC TN941 83-71, 110 Pages, 1983/06

PNC-TN941-83-71.pdf:2.69MB

第3回定期点検の一環として,1)得られた測定精度が許容漏洩率を満足することを確認し,2)将来の格納容器漏洩率試験の実施頻度を1回/1年から3回/10年にするための必要なデータを得ること,および3)絶対圧力法と基準容器法の最終的な比較検討を行うためのデータを得ることを目的とした第3回Na注入後格納容器漏洩率試験を実施した。得られた結果は次のようにまとめられる。1)絶対圧力法および基準容器法によって得られたみかけの漏洩率はそれぞれ0.013+-0.010%/day,0.04+-0.014%/day,補正漏洩率を含めた漏洩率の上限は0.172%/day,0.208%/dayと許容漏洩率を十分満足するものであった。2)今回を含めた3回の測定結果から,得られた漏洩率は極めて再現性の良いものであり,また経年劣化の徴候もみられず,第4回定期検査以降のひいては高速炉の格納容器漏洩率試験の実施頻度は3回/10年が妥当なものであることが結論づけられた。3)絶対圧力法と基準容器法との優劣の判断は困難であるが,基準容器法による試験の計画,基準容器やその配管等の製作,検査及びその他試験準備の経験からは基準容器法の場合は多くの労力を必要とするため,今後の試験方法としては絶対圧力法によってのみ実施すべきである。

報告書

高速実験炉「常陽」: 2次冷却系サーベイランス材第1回取出し作業(その1)(2次系ダンプタンク内サーベイランス材取出し作業)

沢田 誠*; 瀬戸口 啓一; 鹿志村 洋一*; 田村 政昭*; 平尾 和則*; 古平 清*; 宮口 公秀

PNC TN941 82-270, 109 Pages, 1982/12

PNC-TN941-82-270.pdf:10.59MB

高速実験炉「常陽」では原子炉運転中における構造材の健全性を確認し,原子炉の安全を確保するため約20年間にわたってサーベイランス試験が義務づけられている。サーベイランス試験計画は、(1)原子炉構造材サーベイランス試験計画、(2)安全容器構造材サーベイランス試験計画、(3)1次主冷却系配管材サーベイランス試験計画、(4)2次冷却系機器配管材サーベイランス試験計画から成り、本稿はこのうち(4)の2次系サーベイランス試験計画に基づき去る昭和57年2月22日から3月10日にかけて実施された第1回目の2次系ダンプタンク内サーベイランス材取出し作業をまとめたものである。本作業はタンク内に高温ナトリウムが充填されたままの状態で実施しなければならず、ナトリウム火災、酸欠事故等の危険を伴う作業であったが、無事故でかつ効率的に作業を完遂することができた。本作業は今後4回実施される予定であるが、次回以降の作業も円滑に実施するため、次の点に留意して作業を実施するよう推奨する。(注)(1)キャスク類組立リハーサルの実施、(2)専用治具不使用によるホルダー固定用アイボルトの取付・取外し、(3)マンホール蓋取外し時の注意事項、(4)酸欠サーベイの徹底実施、(注)各項目の詳細内容は本文の結言を参照のこと。

報告書

Thermal and Hydraulic Experiments of JOYO Fuel Subassembly

宮口 公秀*; 佐藤 和二郎; 井口 達郎*

PNC TG033 82-01(5), 16 Pages, 1982/01

PNC-TG033-82-01(5).pdf:0.25MB

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