Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
井口 正; 須藤 高史; 岡部 一治*; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 91-174, 98 Pages, 1991/10
CCTFで低崩壊熱模擬(初期炉心出力7.1MW)の再冠水試験を行い、基準試験(同9.4MW)の結果と比較した。(1)低炉心出力試験での再冠水現象は基準試験での再冠水現象と定性的に殆ど等しかった。このことは、PWRの再冠水現象予測を行うに際し、基準試験結果を基礎にして開発した再冠水物理モデルを、少なくとも初期炉心出力7.1MWの条件まで拡張して使用することに問題はないことを示す。(2)一方、定量的には次のような低炉心出力の影響が見られた。再冠水初期には炉心冠水速度、炉心内熱伝達率ともに炉心出力にはほとんど影響されない。再冠水中期以降では、炉心冠水速度は炉心出力にほとんど影響されず、一方熱伝達率は低炉心出力ほど大きくなる。(3)低炉心出力で炉心冷却がよいため、炉心安全性は高まる。(4)炉心冠水速度が炉心出力に殆ど影響されないことは、REFLAコードによる模擬計算でも確認した。
秋本 肇; 岡部 一治*; 傍島 眞; 阿部 豊; 岩村 公道; 大貫 晃; 大久保 努; 安達 公道*; 村尾 良夫
JAERI-M 90-106, 101 Pages, 1990/07
被覆管初期温度が低い時の再冠水挙動を調べるために初期温度を573Kとした試験(試験名S2-09)を平板第2次炉心試験装置(SCTF)を用いて行なった。同試験では初期温度以外の条件は基準試験S2-SH1(初期温度1073K)と同一に設定した。両試験の比較検討の結果から、初期温度が低くなることにより、(1)炉心内の蒸気発生量及び一次系ループ差圧が小さくなること(2)ターンアラウンド温度は低く、温度上昇量は大きく、クエンチ速度は速くなること等がわかった。試験S2-09と同様に被覆管初期温度が低い条件で実施された円筒炉心試験装置(CCTF)による試験(試験名C2-12)では周期が50秒程度の流動振動が報告されている。試験S2-09では、初期温度が低い条件であったが、円筒炉心試験C2-12でみられたような流動振動はみられなかった。この相異は、CCTFと異なり、SCTFでは発熱源としての蒸気発生器が模擬されていないことに起因すると考えられる。
岡部 一治*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.785 - 797, 1987/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)PWR LOCA時、ECC水バイパスおよび下部フレナムリフィル挙動の水力解析モデルを作成する為に、原研大型円筒炉心試験装置を使用して、フラッシング試験およびCCFL試験を実施した。フラッシング試験においては下部プレナムよりの二相混合体スウェリングにより、ECC水がバイパスされるのが観察され、このスウェル挙動は岡部らの提案によるボイド率相関式により良く記述された。ダウンカマ部CCFL試験のデータは、米国Battelle研究所で実施された同実験データと良く一致した。これらのスウェリング及びCCFLモデルを解析モデルとしてまとめ実PWRプラントのLOCA解析に適用した。その結果、現在の安全評価解析が、リフィル開始時の下部プレナム残存水量を零と予測しているのに対し、本モデルでは水の存在を予測している。ダウンカマ上部の残存水の効果を考慮しないと、再冠水開始時刻の予測の差は小さい。
秋本 肇; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純*; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 87-002, 77 Pages, 1987/02
LPCI流量が炉心冷却とシステム挙動に与える影響を調べる為に、LPCI流量を0.025m
/sとした試験を実施した。この流量条件は加圧水型原子炉システムでLPCIポンプ電源の故障がない時に相当する。LPCI流量を0.011m/sとした参照試験結果との比較検討から、以下の結論が得られた。(1)高LPCI流量試験(LPCI流量0.025m/s)での炉心冷却は低LPCI流量試験(LPCI流量0.011m/s)での炉心冷却に比べて悪かった。この結果は、加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の炉心冷却を評価する上で、低めにLPCI流量を評価する事が必ずしも保守的な仮定ではないことを示す。(2)高LPCI流量試験での炉心冷却の悪化は炉心内圧力が低かった事に起因する。また、炉心内圧力の低下が破断コ-ルドレグでの圧力損失が低かった事により生じた事が判った。(3)現行の評価コ-ドは通常破断コ-ルドレグでの圧力損失を低く評価しており、依然として保守的であると考えられる。
秋本 肇; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純*; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 87-001, 83 Pages, 1987/01
加圧水型原子炉の冷却材喪失事故再冠水期における炉心冷却と一次系内の流動に対する系圧力の影響を調べる為に、円筒第2次炉心試験装置を用いて系圧力0.15MPaでの試験を行なった。本試験は、既に実施された試験C2-1(系圧力0.42MPa)とC2-4(系圧力0.20MPa)と対をなす円筒第2次炉心試験装置による系圧力パラメ-タ試験の一つである。上述の試験結果を比較検討した結果、以下の事柄が明らかとなった。(1)系圧力が高くなると、炉心冷却は促進された。村尾・杉本による熱伝達率相関式で検討した結果、再冠水初期(再冠水開始から60秒まで)では蒸気密度が大きくなることの為に高系圧下での熱伝導率が高くなる事がわかった。また、後期(60秒以降)では、蒸気密度の効果に加えて、局所ボイド率とクエンチ点からの距離が影響して熱伝導率を高めている事がわかった。(2)一次系内の流動に対いし、円筒第1次炉心試験での観察された系圧力効果と同様の結果が得られた。
大久保 努; 井口 正; 杉本 純*; 秋本 肇*; 岡部 一治*; 村尾 良夫
JAERI-M 86-185, 95 Pages, 1987/01
本報告書は、1983年4月21日に実施された円筒第2次炉心試験C2-3(Run61)の評価を行なったものである。本試験は、PWR-LOCA時の再冠水過程における熱水力挙動に及ぼす初期ダウンカマ蓄水速度の効果を検討する為に行なわれた。それは、初期における高ダウンカマ蓄水速度は、高炉心冠水速度をもたらし、この為、炉心冷却の促進やU字管振動の増大をもたらす可能性のある事が これまでの試験結果から得られためである。CCTFではダウンカマ流路面積がPWRの縮小値より大きく、その為,初期におけるダウンカマ蓄水速度がPWRより小さくなると予想される為、CCTFにおいてその効果を検討する事は、CCTFの試験結果をPWRの解析に適用する上でダウンカマ流路面積の縮尺に関して問題が無い事を確認する為に重要である。本試験の結果を検討した結果、そのような問題が無いとの知見が得られた。
秋本 肇; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 85-027, 88 Pages, 1985/03
加圧水型原子炉の冷却材喪失事故再冠水期におけるシステム挙動と炉心内熱水力挙動に対する炉心内半径方向出力分布形の影響を調べる目的で、平坦な半径方向出力分布形での試験を行った。急峻な半径方向出力分布形での試験結果との比較検討により、以下のことが明らかとなった。(1)炉心を除く一次系内での熱水力挙動に対して、炉心内半径方向出力分布形の影響は小さかった。(2)炉心周辺での差圧は、炉心内半径方向出力分布によらずほぼ等しかった。(3)上述の試験結果はREFLA-1DS、WREM等の原子炉安全性解析コードによるシステム解析で採られている解析手法を支持する。(4)急峻出力分布試験では、炉心中央(高出力)領域での熱伝達率が、炉心周辺(低出力)領域での熱伝達率に比べて高かった。半径方向出力分布形加炉心冷却に与える影響について、今後検討する必要がある。
大久保 努; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 85-026, 89 Pages, 1985/03
本報告書は、1983年5月12日に実施された円筒第2次炉心試験C2-4(Run62)の評価を行ったものである。本試験は、円筒第2次炉心試験装置による試験の再現性を検討するために実施された。その為本試験の条件は、以前に行れた基準試験(試験C2-SH1)と同一に設定された。本試験のデータを試験C2-SH1のデータと比較して以下の結果が得られた。(1)両試験に於ける初期および境界条件は、炉心バレル及び下部プレナム水の温度を除けばほぼ同一であった。後者の差は、最大で6K程度観測された炉心入口サブクール度の差を生じたと考えられる。(2)システム挙動はほぼ同一であった。(3)炉心冷却挙動は、高出力領域上部で発熱体表面温度に見られたわずかな差を除けば、ほぼ同一であった。(4)上記(3)の差は小さく(1)で述べた差による事を定性的に説明できることから、実用上、円筒第2次炉心試験の熱水力挙動に再現性があると考えられる。
岡部 一治*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(12), p.919 - 930, 1984/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.96(Nuclear Science & Technology)PWR大破断冷却材喪失事故時のブローダウン終盤における下部プレナムよりの二相混合体のスウェル挙動を理解することは、安全上重要な問題であるECC水のバイパスや下部プレナムリフィル過程の評価にとって重要な問題である。このスウェル挙動の解析モデルを作成する為に、下部プレナムでの減圧フラッシングを模擬した。空気-水可視実験を実施した。同実験において、下部プレナム内での二相状態が観察された。すなわち、空気-水二層混合体の上部に、ほぼ空気層ともいえる高ボイド率層が形成され上昇空気流により、水滴が二相混合体の表面からダウンカマ部へ持ち運ばれる状況が観察された。この実験結果に基づき、下部プレナム平均ボイド率と流出上気流体との間の新しい相関式を作成した。同相関式を用いて米国クレアレ社で実施した減圧フラッシング実験を解析し、測定された下部プレナム質量変化を良く予測することができた。
須磨崎 一治*; 岡部 正則*; 大高 正*
PNC TN842 75-07, 48 Pages, 1975/08
動燃東海事業所では再処理工場の就業者の個人内部被曝管理対策の一環として、ホールボデイカウンタを設置した。本装置を用いて、今後定常的に作業者の内部被曝をモニタリングして行く上で、基礎データとして個人毎バックグラウンド値の他、正常人(放射性物質取扱いによる体内汚染を受けていない者)に関するバックグラウンド値の範囲を把握しておくことが必要になる。今回の調査では、総対象者数394名について測定を行い、個人別測定データを得るとともに、これらのデータを基に統計処理を行って正常人のバックグラウンド値の範囲を明らかにし、体内汚染者のスクリーニング・レベルについて考察した。また、本装置で個人測定を行う際に、人体バックグラウンド値を左右する大きな要因である体内のSUP40/KとSUP137/Csの量についても考察した。
須磨崎 一治*; 岡部 正則*; 大高 正*; 野田 喜美雄
PNC TN841 74-44, 34 Pages, 1974/12
動燃東海事業所では,使用済核燃料再処理工場の操業開始を間近に控え,当施設で働らく放射線作業従事者等の内部被曝管理対策の一環として,ホール・ボディ・カウンタを設置した。この報告書は,本装置に関して行った校正試験の結果を中心に,装置設置上の基礎的配慮,装置の構成および特性等について記述したものである。鉄室は肺モニタ用に製作されたものを供用し,内法寸法:間口2m,奥行2.5m,高さ2m,主材:鉄20cm厚,内張材:鉛3mm厚+銅0.5mm厚+塩ビ3mm厚となっている。検出器は5in.
4in.厚NaI(Tl)検出器で400チャンネル波高分析器に連結されており,身長方向のスキャンニングが可能となっている。本装置の鉄室内バックグラウンドは0.15
2MeVのエネルギー範囲について607.37cpmである。CsファントムまたはKファントムを用い,ベッド・ジオメトリーで得た検出効率は,Csチャンネル(0.600.72MeV)について3.28cpm/nCi,Kチャンネル(1.341.54MeV)について0.29cpm/nCiであり,これら両チャンネルでのバックグラウンドは,それぞれ44.36cpmと22.41cpmである。最小検出量として,30分測定3
の信頼度で,137Csについて1.3nCi,40Kについて9.5nCiを得た。また本装置を用いて10名の被検者について測定した平均体内カリウム量は,体重の0.2%相当量であり,137Cs量は何れも本装置の最小検出限界以下であった。
須磨崎 一治*; 岡部 正則*; 大高 正*
PNC TN842 74-02, 33 Pages, 1974/07
動燃東海事業所においては,プルトニウム燃料開発室で働らく,いわゆるプルトニウム取扱作業者等に対して,毎年1回,肺モニタ計測を行なって,肺中に沈着したプルトニウムをチエックする計画になっている。本報告書は,この計画に従い,総数223名について実施した昭和48年度の肺モニタによる定常モニタリングの結果をまとめたものであるが,肺モニタで検出し得る有意な所見は認められなかった。
須磨崎 一治*; 岡部 正則*; 本山 茂二
PNC TN842 73-05, 48 Pages, 1973/07
動燃東海事業所放射線保健室に設置されている肺モニタを使用して,当事業所Pu燃料開発室と動燃大洗工学センターおよび原研東海研究所で就業する職員363名を対象にして実施した調査の報告である。人体に関する低エネルギー領域のバックグラウンド値の把握は,今後肺モニタを利用して,Pu作業従事者等の吸入被曝時における内部被曝管理を実施して行く上での基礎資料を与えるものである。この個人のバックグラウンド値は,個人の体格などによって相違することが考えられる。従って,今回の調査はPu燃料開発室で就業する者全員について実施し,個人別データの収集の他,これらの個人別データを基に統計処理を行って正常人体バックグラウンド値と体重などとの関係を解析し,個人の体重から人体バックグラウンド値の最良推定値を求める方法について考察した。この他,Pu作業従事者群と非従事者群とについて,バックグラウンド平均値を比較・検定したが,危険率1%で有意な差は認められなかった。
