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岡野 正紀; 久野 剛彦; 高橋 一朗*; 白水 秀知; Charlton, W. S.*; Wells, C. A.*; Hemberger, P. H.*; 山田 敬二; 酒井 敏雄
JAEA-Technology 2006-055, 38 Pages, 2006/12
JAEA-Technology-2006-055.pdf:3.33MB
使用済燃料のせん断及び溶解時に発生するオフガス成分の1つであるXeの同位体比は、おもに原子炉内での核反応の進行度に依存し、燃料の特性と相関を持つことが知られている。ロスアラモス研究所では、再処理施設から大気中に放出されたオフガス中のXe同位体比を測定することにより、燃料特性(炉型,燃焼度,核種組成等)に関する情報を算出できる解析コード(NOVA)を開発してきた。Xe同位体比測定とNOVAにより、処理した使用済燃料の炉型,燃焼度及びPu量を評価する技術が確立できれば、再処理施設の遠隔監視等が可能となり、保障措置技術の一つのオプションとして期待できる。しかしながら、再処理工程内のオフガス中のXe同位体比の実測データによるNOVAの検証はなされていない。本件では、東海再処理施設の溶解オフガス中のXe同位体比を測定し、NOVAを用いて、使用済燃料の燃焼度及びPu量の評価手法としての可能性を確認した。この結果、BWR燃料であることが推定され、発電所側から示された燃焼度と-3.8%
7.1%で一致した。Pu量は、燃焼度からORIGENコードを用いて計算した値と-0.9%4.7%の差で一致した。
伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Cardella, A.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; Lorenzetto, P.*; 三木 信晴*; 大崎 敏雄*; Rozov, V.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.399 - 405, 2002/11
被引用回数：11 パーセンタイル：58.04(Nuclear Science & Technology)ITERブランケットの20002001年における設計とR&Dにおける進展について報告する。ここではブランケットの主要な4つの部分(第一壁,シールド体,フレキシブル・サポート,電流接続体)に焦点をあてた。第一壁パネルにおけるディスラプション中の電磁力を銅やステンレス鋼を貫通するスロットによって低減した。また、最大荷重のハロー電流による第一壁の中央支持ビームにおける最大応力は許容値の範囲に入っている。最近のR&Dにより、実寸大第一壁パネルを標準的な製造方法であるHIPにより、製作することに成功した。シールド体については、ヘッダをプラズマ側に配置し、ラジアル方向の冷却チャネルに冷却水を供給している。シールド体は4つの鍛造ブロックから構成し、背面側で互いに電子ビーム溶接している。最近のR&Dでは、鍛造ブロックを、ドリルや機械加工及びプラグや溶接し、実寸大のシールド体を製作し、第一壁パネル(中央支持ビームつき)とともに組み立てることができた。ブランケットモジュールの接続体についても詳細な設計検討をすすめた。チタン合金のフレキシブル・サポートについては、座屈試験,疲労試験,動的応答試験(550kN)を実施した。電流接続体(280kA)についても、機械疲労や熱疲労の試験,ソレノイドコイル磁場中での通電試験を実施した。ブランケットの設計及びR&Dの進展により、コスト低減の見通しが得られたと同時に、設計の成立制とコンポーネントの製作性を確認した。
黒田 敏公*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 大崎 敏雄*; 古作 泰雄; 佐藤 聡; 佐藤 真一*; 鈴木 哲*; et al.
JAERI-Tech 2002-044, 25 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-044.pdf:2.68MB
ITERの主要炉内機器である遮蔽ブランケットとダイバータに対し、それらが厳しい負荷に耐えつつ要求された機能を満たすために必要となる製作技術の開発を行った。前者ではHIP法を適用した異材接合技術及びウォータージェットと放電加工を用いてスリット加工技術を開発した。後者では、狭隘な設置スペースにも対応できる同軸二重冷却管の製作技術,また、冷却管として用いる銅合金の強度維持用熱処理をも考慮した。C/Cコンポジットと銅合金の1ステップろう付け技術等を開発した。いずれも、高熱負荷試験による性能確認を行うとともに、実規模大のモックアップを試作して製作性を確認し、実機製作への見通しを得た。
佐藤 聡; 高津 英幸; 榎枝 幹男; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 大崎 敏雄*; 山田 弘一*; 佐藤 真一*; 小原 祥裕
Fusion Technology, 34(3), p.892 - 897, 1998/11
熱間静水圧加圧(HIP)接合等の先進的製作手法を用いて、ITER遮蔽ブランケットプロトタイプモデル(幅約1.6m、高さ約1m、厚さ約0.4m)の製作に成功した。複雑な冷却流路を有する湾曲したステンレス鋼の遮蔽ブロックを長尺ドリル孔加工及び10,000トンプレスを用いた曲げ加工により製作、ステンレス鋼の円管を有するアルミナ分散強化銅の第一壁と遮蔽ブロックをHIP接合により製作することにより、目標とする精度で遮蔽ブランケットを製作できることを実規模レベルで初めて実証した。本発表において、詳細な製作過程、及び本製作において得られた製作に関る工学的データを報告する。
森井 正*; 福地 平*; 山田 敏雄*
PNC TN9410 87-088, 59 Pages, 1987/06
PNC-TN9410-87-088.pdf:3.33MBPNC-TN9410-87-088TR.pdf:3.29MB
〔目的〕 Na配管破損時に漏洩Naが、配管まわりの保温構造のために、スプレー状に噴出飛散しないことを工学的に実証する。〔方法〕「もんじゅ」2次系Na配管の1/3.5縮尺模擬配管試験体に、1/4・Dt相当の破損孔を上向きに設け、同2次系ホットレグ配管の系統圧3.8㎏/†-gと同じ圧力をかけてNaを漏洩させた。〔結果〕配管まわりの保温構造は、事故時のNa漏洩・燃焼によってもその健全性が損なわれることはなく充分に漏洩Naのスプレー状飛散を防止出来ることを実証した。また、漏洩中のNa燃焼速度は、漏洩Na流量の約4%程度であった。以前に実施した完全なスプレー状Na燃焼試験ではこの値が約30%であったのに比較すると、実機配管からの現実的なNa漏洩の際の燃焼は、スプレー燃焼と比べて穏やかである。〔結論〕配管保温構造は、想定Na漏洩事故時にも崩壊することなく、漏洩Naのスプレ状噴出飛散を防止する機能を有していることを実証した。この時の燃焼形態は棒状であり、スプレー状燃焼に比べて、燃焼速度は小さいことを明らかにした。
宮原 信哉; 佐々木 和一*; 山田 敏雄*
PNC TN9410 87-081, 75 Pages, 1987/05
空気雰囲気における長時間にわたる大規模ナトリウムプール燃焼の熱伝達特性の把握と解析コードASSCOPSの検証を目的に、試験Run-DIを実施した。試験では、サファイア施設のコンクリート製二階建試験セルSOLFA-1に直方体のナトリウム燃焼皿(1.5m
1.5m、プール表面積2.25m3)を設置し、これに初期温度505
のナトリウム約500㎏を注入し、酸素ガスを供給しながら約1時間にわたって燃焼させた。試験データから燃焼発熱量と燃焼時の熱伝達機構などを明らかにし、またコードとの比較を行い、次の結論を得た。(1)試験で得た各部の温度変化に対してASSCOPSによる解析値は、セル内の各部で約10%、セル周囲のコンクリート内部で約40%の誤差内で一致し、同コードの高い信頼性を明らかにした。(2)試験で得た燃焼発熱量は70100KW/㎡で、そのNaプール側と気相側への移行割合は各々約50%であった。なお、後者の割合はNa温度が高くなると増加する。(3)対流と放射によって行われるNaプール燃焼面から建物構造物への熱伝達では、後者の熱流束が全体の6070%を占める放射熱伝達支配であった。さらに、放射熱伝達機構については、Naプールからの直接伝達とエアロゾルからの間接伝達に分かれるが、後者が全体の6080%を占めることを明らかにした。(4)Na燃焼中に得たエアロゾル濃度約10g/Na2m3の時のコード上の定義によるエアロゾルと側壁の熱放射係数は、約0.3であった。
川田 耕司*; 山田 敏雄*; 姫野 嘉昭
PNC TN9410 87-069, 90 Pages, 1987/04
原型炉「もんじゅ」の事故後監視計装設備等(床上エリアモニタ検出器等)は、設計基準内のナトリウムエアロゾル雰囲気下でも、その機能が維持されることが要求されている。プラント安全工学室では、この機能維持の確認のために、昭和60年11月から12月にかけて事故後監視計装設備等の被試験体に対する720時間の耐ナトリウムエアロゾル試験をナトリウムエアロゾル濃度積算値約90((g/m3)・720H)、雰囲気温度最大90の環境下で行い、更に昭和61年1月から6月にかけて付着したナトリウムエアロゾルが潮解することによる影響を調べるための潮解試験を雰囲気温度最大90の環境下で実施した。この試験では、ケーブル類及び電気部品材料も被試験体として使用し、それらの耐ナトリウムエアロゾル健全性も調べた。結果から、床上エリアモニタ検出器等の被試験体についてその機能が維持されることを実証した。同時に試験を実施したケーブル類については、一部の被試験体にナトリウムエアロゾルの侵入を、また電気部品材料についても一部の材料に脆化などを認めた。
森井 正*; 福地 平*; 山田 敏雄*
PNC TN9410 86-124, 61 Pages, 1986/12
PNC-TN9410-86-124.pdf:3.08MBPNC-TN9410-86-124TR.pdf:3.23MB
1985年9月27日(金)、大洗工学センターのSAPFIRE施設のSOLFA-2(100m3SUS製容器)試験装置を用いて、空気雰囲気中における大規模・長時間のNaスプレー燃焼試験(RUN-E1)を実施した。主なNaスプレー試験条件は、以下の通りである。スプレー流量510g/sec、スプレー経過時間1800sec、スプレーNa温度505、スプレー落下高さ約4m、試験開始直後から、Naスプレー燃焼により容器内ガス温度と圧力は急上昇し、約1.2分後に、ガス最高温度が約700、最高圧力が約1.24㎏/†-gに到達した。その後、酸素濃度の低下(試験容器は密封状態のため)とともに温度・圧力は比較的ゆっくりと低下した。試験容器内の酸素は、ほぼ4分で消費し尽くされたが、この時の酸素消費速度からNaスプレー燃焼速度(100%Na2O2反応を仮定)を求めると、160g-Na/secとなり、これは、Naスプレー流量の約30%が途中のガス相で燃焼したことに相当する。スプレーコーン内部温度は1000以上になり、スプレー液滴まわりの燃焼域の温度を拾ったため、いくつかの熱電対は破損した。スプレー燃焼期間中は、高さ方向には大きな酸素濃度差は見られなかった。これは、試験容器内の強い自然対流によるガスの混合のためである。試験容器内のエアロゾル濃度は、試験開始約5分後に最大17.5g-Na/m3に到達し、その後急激に減少して、約20分後には1g-Na/m3以下になった。
宮原 信哉; 佐々木 和一*; 山田 敏雄*
PNC TN9410 86-113, 86 Pages, 1986/08
「もんじゅ」の原子炉補助建屋を模擬したコンクリート製二階建セルSOLFA-1を用い、二次系Na漏洩事故の事象推移に関する総合模擬試験を行った。試験では、「もんじゅ」二次主冷却系配管の保温構造を模擬した模擬Na配管、床ライナ、連通管及び燃焼抑制板と床ライナで構成された貯留槽を試験セル内に実機と類似に配置し、温度505、総重量約3tonのナトリウムを模擬Na配管から実機と同じ圧力(約3.8㎏/cm
G)で漏洩させることによって、配管からのナトリウム漏洩に始まり貯留槽でのナトリウム燃焼の自然鎮火によって事故が終息するまでの事象推移を調べた。その結果、次の結論を得た。(1)模擬Na配管から漏洩したNaは、現在「もんじゅ」設計で想定されている事象推移と同様に床ライナから連通管を経て貯留槽に円滑にドレンされ、燃焼抑制板によってその燃焼が抑制されることにより事故が終息した。(2)配管からのNa漏洩形態は下向きの滝状(コラム状)漏洩であり、保温構造体の崩壊による上向きのスプレー状漏洩は生じなかった。(3)模擬Na配管から漏洩したNaは、床ライナ上及び連通管内を円滑に流れて貯留槽にドレンされ、燃焼生成物やNaの凍結による流路の閉塞は起こらなかった。(4)貯留槽内にドレンされたNaの燃焼は、燃焼抑制板による燃焼抑制効果によって自然鎮火した。(5)Na燃焼の熱的影響によるコンクリート建物とNa漏洩対策設備の破損や著しい変形等は生じなかった。また、雰囲気に露出したコンクリート表面の浸食や破損も認められなかった。
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
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,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。
田辺 裕美*; 綿見 正和*; 山田 敏雄*; 佐々木 和一*; 渡辺 智夫*; 佐藤 稔*
PNC TN941 80-27, 272 Pages, 1980/02
高速増殖炉の蒸気発生器内で中規模の水リークが発生した場合のナトリウム-水反応ジェットによる隣接伝熱管への破損伝播の機構を解明し,原型炉級蒸気発生器に対する設計基準リーク率を求めるための一段階として,動燃大洗工学センター内の大リーク・ナトリウム-水反応試験装置SWAT―1を用いて,中リーク領域での伝熱管破損伝播試験を実施した。試験は約10200g/secのリーク率の範囲で11回実施し,その結果をウェステージ率,二次破損孔径及びマルチ・ウェステージ現象と言う3点に注目して検討した。以下にその検討結果を述べる。ウェステージ率はL/D(L‥ノズル・ターゲット間距離,D‥ノズル孔径)に依存し,L/D=20-30に7102mm/secのピークを持つ。伝熱管群構造での二次破損時間はリーク率に依存しない。試験で得られた二次破損孔径の最大値は19mm
であった。破損伝播の支配的要因はウェステージであって,オーバーヒーティングの影響は少ないものと思われる。マルチ・ウェステージの範囲はリーク率の増加と共に増大し,リーク率200g/secでは6本の伝熱管が無視できない程度のウェステージを受けた。
高橋 憲二郎*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 井上 設生*; 佐藤 稔*
PNC TN941 79-173, 109 Pages, 1979/10
期間1979年2月1日1979年7月31日 蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いて,高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故時の隣接伝熱管二次破損の有無の確認試験が行なわれている。本報告書は,Run―7試験における蒸発器(反応容器)伝熱管群構造物の試験後解体検査の結果をとりまとめたものである。Run―7試験においては,ダウンカマ部において注水率10.6(初期)7.9(後期)kg/sで9.5秒間(注水弁開時間)の注水が行なわれ総注水量85kgの試験規摸であったが隣接伝熱管の二次破断,内庄と高温化に起因するブリスタなどは観察されなかった。ただし,一部の伝熱管に機械力による変形が認められた。その他,計測用センサ類に一部破損が生じていた。なお,本試験で用いた伝熱管群構造物(内部構造物)は,東芝/IHIにて設計・製作されたものである。
高橋 憲二郎*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 井上 設生*; 佐藤 稔*
PNC TN941 79-172, 63 Pages, 1979/10
期間1978年8月1日1979年7月31日 蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いて,高速増殖原子炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故時の隣接伝熱管二次破損の有無の確認試験が行なわれている。本報告書は,Run―6試験における蒸発器(反応容器)伝熱管群構造物の試験後解体検査結果をとりまとめたものである。Run―6試験においては,伝熱管ヘリカルコイル部下部において注水率9.4(初期)8.3(後期)kg/sで9.5秒間(注水弁開時間)の注水が行なわれた。総注水量90kgの試験規模であったが,隣接伝熱管の二次破断,機械力による変形,内圧と高温化に起因するブリスタなどは観察されなかった。なお,本試験で用いた伝熱管群構造物(内部構造物)は,日立製作所/パブコック日立(株)にて設計・製作されたものである。
高橋 憲二郎*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 井上 設生*; 佐藤 稔*
PNC TN941 79-167, 66 Pages, 1979/09
期間1977年12月12日1979年7月31日 蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いて,高速原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム―水反応事故時の隣接伝熱管二次破損の有無の確認試験が行なわれている。本報告書は,Run―5試験における蒸発器(反応容器)伝熱管群構造物の試験後解体検査結果をとりまとめたものである。Run―5試験においては,伝熱管ヘリカルコイル部下部において注水率15(初期)11(後期)kg/sで97秒間(注水弁開時間)の注水が行なわれた。総注水量150kgの試験規模であったが,隣接伝熱管の二次破断・機械力による変形,内圧および高温化に起因するブリスタなとは観察されなかった。なお,本試験で用いた伝熱管群構造物(内部構造物)は,三菱重工(株)にて設計・製作されたものである。
高橋 憲二郎*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 井上 設生*; 佐藤 稔*
PNC TN941 79-166, 53 Pages, 1979/09
期間1977年6月3日1979年11月30日 蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いて,高速原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故時の隣接伝熱管二次破損の有無の確認試験が行なわれている。本報告書は,Run―4試験における蒸発器(反応容器)伝熱管群構造物の試験後解体検査の結果をとりまとめたものである。Run―4試験においてはヘリカルコイル上部(液面下640mm)において,注水率9.0(1sec後)7.2(9sec後)kg/sで9.4秒間(注水弁開時間)の注水が行なわれ,総注水量83kgの試験規模であったが,隣接伝熱管の二次破断,機械力による変形,内庄と高温化に起因するブリスタなどは観察されなかった。ただシュラウドに若干の変形が認められた。なお,本試験で用いた伝熱菅群構造物(内部構造物)は,東芝/IHIにて設計・製作されたものである。
高橋 憲二郎*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 井上 設生*; 佐藤 稔*
PNC TN941 79-165, 57 Pages, 1979/09
期間1976年12月17日1979年11月30日 蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いて,高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故時の隣接伝熱管二次破損の有無の確認試験が行なわれている。本報告書は,Run―3試験における蒸発器(反応容器)伝熱管群構造物のナトリウム-水反応試験後解体検査の結果をとりまとめたものである。本試験で用いた内部構造物は東芝/IHIにて設計・製作されたものであり,同社の「もんじゅ」設計にもとづくものである。Run―3試験においては,伝熱管ヘリカルコイル下部において注水率88(1sec後)79(9sec後)kg/secで9.5秒間の注水が行なわれ総注水量78kgの試験規模であったが,隣接伝熱管の二次破断,内圧と高温化に起因するブリスターなどは観察されなかった。ただ,注水点近傍のごく一部の伝熱管およびシュラウドにわずかな変形が観察された。また,ナトリウム液面計に変形が生じていた。
高橋 憲二郎*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 井上 設生*; 佐藤 稔*
PNC TN941 79-152, 52 Pages, 1979/09
期間1976年3月25日1979年7月30日 蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いて,高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故時の隣接伝熱管二次破損の有無の確認試験が行なわれている。本報告書は,Run―2試験における蒸発器(反応容器)伝熱管群構造物のナトリウム・水反応試験後解体検査結果をとりまとめたものである。Run―2試験においては,伝熱管ヘリカルコイル下部において注水率14.2(初期)97(後期)kg/secで99秒間の注水が行なわれたが,隣接伝熱管の二次破断,機械力による変形,内圧および高温化に起因するブリスターなどは観察されなかった。ただ,注水孔に隣接する伝熱管の注水孔側表面に軽微なウエステージ痕(表面が粗れたという感じ)が観察された。その他,伝熱管群構造物(内部構造物)の吊棒およびナトリウム液面計センサに変形が生じていた。なお,本試験で用いた内部構造物は東芝/IHIにて設計・製作されたものである。
大高 仁護*; 山田 敏雄*; 佐々木 和一*; 高橋 憲二郎*; 井上 設生*; 大内 義弘*; 佐藤 稔*
PNC TN941 78-46, 23 Pages, 1978/01
期間1975年6月1978年6月 目的 大型・大リークナトリウムー水反応試験装置SWAT―3の放出系ラプチャ板に設置した破裂検知器の改良経験をまとめ,「もんじゅ」蒸気発生器設計の参考とする。要旨 大型・大リークナトリウムー水反応試験装置SWAT―3の放出系ラプチャ板に,金属箔切断式破裂検知器を取り付けて,ナトリウム-水反応試験を実施したところ以下の不具合があった。1)取り付けられているリレー式信号検知回路の作動が遅く,破裂信号が出なかった。2)金属箔を取り付けるための管壁貫通電極部分にナトリウム漏洩が生じた。この対策として,信号検知回路を簡単な論理判断回路を含む半導体回路とし,管壁貫通電極の構造変更を行なった。この結果,引き続く注水試験において,ラプチャ板破裂検知器として支障なく作動することが確認された。
吉岡 直樹*; 小石川 秋三*; 綿見 正和*; 大高 仁護*; 田辺 弘美*; 田中 信夫*; 山田 敏雄*
PNC TN941 78-32, 84 Pages, 1978/01
期間昭和52年4月1日昭和53年4月30日 目的高速増殖炉原型炉「もんじゅ」蒸気発生器伝熱破断事故時のナトリウム-水反応に対する安全性確認に貢献する。本報告は,動燃にて実施中の高速炉蒸気発生器の安全性研究のうち,大リーク・ナトリウム-水反応試験について,昭和52年度内に日本原子力学会等に口頭発表されたものにつき,発表原稿を加筆して研究速報としてとりまとめたものである。本報告に含まれる内容の要旨は以下のとおり。「もんじゅ」SGの水・蒸気系を計算対象とし,伝熱管ギロチン破断時の水リーク率を予測する計算コードSWAC-11を作成した。計算コード内容,各種係数の感度解析結果,および「もんじゅ」SGについての計算結果について概説した。「もんじゅ」SG二次系およびSWAT-3試験装置等を計算対象とし,大リーク事故時の準静圧特性を予測する計算コードSWAC-13を作成した。本コードの内容を概説し,SWAT-3試験について計算結果と試験結果との照合をおこない,コードの有効性を確かめた。SWAT-3試験装置のRUN‥3試験において,注水試験後,反応生成物の凝固による配管閉塞が生じた。このため,装置内の反応生成物の分布状況,反応生成物の化学分析,凝固点測定,および閉塞時の装置温度分布の調査をおこなった。調査結果につき定量的にとりまとめ報告する。放出系配管を流下するナトリウム-水素ガス二相流の挙働を明確にするために,SWAT-1試験装置の放出系流動様相を,各種計測器により得たデータをもとにして推定した。流れは,流動開始初期にはナトリウム・プラグ/気泡流であり,中期以後は環状流に遷移することが判った。放出系作動時に,放出系配管に作用する力について,SWAT-3試験装置のRUN-2,RUN-3試験の結果を整理した。この結果,作用力は反応容器の運動に起因する力,収納容器の運動に起因する力,流体力,熱膨張力の複合力であることが明らかになった。このうち流体力は,直接測定した値と流速計にて得られた流速からの換算値とが比較的よく一致することが示された。SWAT-3試験装置のナトリウム配管系にて測定された圧力波伝幡現象と,特性曲線法を用いる一次元圧力波伝幡計算コードSWAC-5Kの計算値との比較をおこなった。その結果,計算値と実験値は圧力波第1波通過までは良く一致するが
原崎 堯*; 田中 信夫*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 山田 敏雄*; 堀 雅夫*
PNC TN941 74-46, 112 Pages, 1974/07
動燃大リーク・ナトリウム-水反応試験装置SWAT-1では高速増殖原型炉"もんじゅ"蒸気発生器の伝熱管破断事故時のナトリウム-水反応に対する安全性確認のため,実験シリーズ1)および2)として,注水条件および放出系作動条件を変えて試験を行い,これらの試験条件を変えた時のナトリウム-水反応諸特性については前報迄報告を行ってきた。本報では,昭和47年10月以後,実験シリーズ3)として,模擬伝熱管等の内部構造物を入れた時の流動様相と温度分布,初期スパイク圧とその時間領域の現象解明,および中リーク時の隣接伝熱管のウェスティジによる損傷を目的として行った計15回の試験結果を検討し,取纏めたものである。
