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三宅 収; 浜田 広次; 田辺 裕美; 和田 雄作; 宮川 明; 岡部 綾夫; 中井 良大; 広井 博
JNC TN2400 2003-003, 225 Pages, 2004/02
JNC-TN2400-2003-003.pdf:40.45MB
高速増殖炉の蒸気発生器における伝熱管破損事故(ナトリウム-水反応事故)の評価に関連して、事故発生時の高温ラプチャ型破損による隣接伝熱管への破損伝播の有無に係る評価手法を整備した。また、この評価手法を用いて「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管の健全性を評価した結果について整理した。
浜田 広次; 田辺 裕美*; 和田 雄作*; 宮川 明*; 広井 博*
PNC TN9410 98-029, 122 Pages, 1998/05
高速炉蒸気発生器伝熱管の高温ラプチャに対する健全性評価のため、動燃では次の研究を進めてきた。1)超高温材料データの取得と構造健全性評価法の整備2と1/4Cr-1Mo鋼の高温(700
1200
)クリープ試験データを取得し、高温、短時間破裂である高温ラプチャ特性を踏まえて時間依存のクリープ破断評価法に基づく材料基準値を策定した。また伝熱管破損模擬試験(TRUST-2)により本評価法を検証した。2)ブローダウン時の減圧特性を含む伝熱管内流動解析手法の整備本ブローダウン解析に使用するBLOOPHと汎用コードであるRELAP-5とで実機ブローダウン解析結果の比較を行い、両者が良好な一致を示すことを確認した。また、ナトリウム-水反応時の入熱を考慮した管内蒸気流モデルを開発した。3)ナトリウム-水反応試験データに基づく定量的な検証過去のナトリウム-水反応試験データから保守的に求めた反応域温度と管外熱伝達率を用いてSWAT-3試験及び米国LLTR試験の解析を行い、クリープ破断モードよりも延性破断モードが早期に現われること、破断時間は実際の試験結果よりもかなり短時間の保守的な結果となることを示した。これらの結果を踏まえて、PFR大リーク事故及び高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管破損の再評価を行った。主な結果は、以下のとおり。1.1987年の英国PFRの事故が多数の伝熱管破損に至った最大の原因は、事故当時過熱器に高速減圧系が設置されていなかったためであることが、上記評価法を適用して定量的に示された。2.以上の検証解析結果を踏まえて選定した保守的なパラメータを用いて、「もんじゅ」条件での100%、40%、10%の各定常運転から水ブローまでの解析を行い、いずれの場合も高温ラプチャが発生する条件に至らないことを確認した。3.管束部中下部ではブロー途中に伝熱管内部流量が低下するため、安全裕度が相対的に小さくなるが、蒸気ブロー弁の増設による水ブローの高速化が裕度拡大方策として有効であることを示した。
大野 修司; 森井 正*; 広井 博*; 姫野 嘉昭
PNC TN9410 88-104, 110 Pages, 1988/08
〔目的〕 ナトリウム燃焼時の雰囲気ガスや構造物への熱伝達特性及び消費される酸素などの物質伝達特性を詳細に解析するために開発しているナトリウム燃焼詳細解析コードSOLFAS(Sodium Leak Fire and Aerosol Analysis Code System)のVersion-0.1について、その数値解析手法、計算アルゴリズムなどコードの基本的な特性を把握する。〔方法〕 2次元長方形体系内の質量、運動量、エネルギーの各保存式を解くバージョンで、単成分流体の水平平板層流自然対流熱伝達問題のパラメータ計算を行ない、各パラメータが結果の精度・計算時間等に及ぼす影響を調べた。〔結果〕 高精度の解を得るためには空間的な計算セルの分割法を検討することが必要であり、また計算時間節減のためにはタイムステップ、収束条件、緩和係数、加速係数等のパラメータが大きく影響することがわかった。また、これらのパラメータを適切に設定すると、層流の全範囲にわたる妥当な計算結果が得られることを確認した。
宮原 信哉; 松木 卓夫*; 広井 博*; 姫野 嘉昭
PNC TN9410 88-092, 82 Pages, 1988/08
(目的)二次系ナトリウム漏洩事故の事象推移に関する総合模擬試験(Run-D2)に於けるナトリウム燃焼抑制槽の試験結果を用い、動燃で新たに開発したナトリウム燃焼抑制槽に対するナトリウム燃焼解析コードASSCOPSの適用性を検討した。(方法)解析では、槽内雰囲気の放射熱伝達に関してコード上の定義による熱放射係数をパラメータとし、以下の3ケースを実施した。(1)雰囲気は完全透明と仮定し、プール表面と構造材及び構造材間の熱放射係数は1.0 (2)雰囲気はエアロゾルによって不透明と仮定し、プール表面とエアロゾルの熱放射係数は0.65で、エアロゾルと構造材の熱放射係数は0.7 (3)雰囲気はエアロゾルによって不透明と仮定し、プール表面とエアロゾルの熱放射係数は0.65で、エアロゾルと構造材の熱放射係数は0.5 (結果)いずれのケースとも解析結果は試験結果と比較的良く再現しており、特に安全評価上重要となる槽内貯留ナトリウムの冷却特性に関しては良く一致した。各部温度の試験結果に対する解析結果の誤差は、過大評価側で約30%、過小評価側で約20%であった。(結論)ナトリウム燃焼解析コードASSCOPSは、動燃で新たに開発したナトリウム燃焼抑制槽の性能評価に対しても、十分適用できるとの結論を得た。
広井 博*; 松木 卓夫*; 三宅 収; 米川 強*; 姫野 嘉昭
PNC TN9410 88-078, 105 Pages, 1988/07
昨年度の継続として、大型炉の立地評価の候補事象と成り得る「一次冷却材漏洩事故」を想定し、各種設計条件、解析条件をパラメータにした解析を実施して、建屋一体型格納施設の成立性の検討を行った。建屋一体型格納施設では、配管・機器からの放熱が大きな影響を及ぼすので、より現実的な配管放熱モデルをCONTAINコードに組み込み、さらに漏洩Na温度が高くなる事故シナリオ(IRACS1ループ除熱)を想定して、次のパラメータ計算を実施した。(1)事故室雰囲気漏洩率、(2)Na漏洩孔、(3)漏洩箇所、(4)雰囲気酸素濃度、(5)常用排気系換気回数 FP放出量の計算結果から次のことが明らかにされた。(1)放熱モデルの改良によりFP放出量は1/5-1/3に低減される。(2)FP放出量に対しては、事故室漏洩率が最も大きな影響を与える(3)Na漏洩孔の大小の影響は、希ガスについて大きいが、ヨウ素等については小さい。(4)漏洩箇所、雰囲気酸素濃度、及び常用排気系換気回数が変わることによる影響は小さく、雰囲気酸素濃度や常用排気系換気回数等の設計条件に大幅な自由度を有することが明らかにされた。(5)ヨウ素、プルトニウムの放出量は常用排気系から非常用排気系への切り換え時期に強く影響されるため、漏洩の早期検出によりさらにFP放出量は低減される。
川田 耕嗣*; 宮原 信哉; 広井 博*; 姫野 嘉昭
PNC TN9410 88-004, 44 Pages, 1988/01
従来の国内外のナトリウム燃焼研究は、原子炉定格運転時等のナトリウム温度を主な対象としてきたため、炉外燃料貯蔵槽や原子炉予熱運転時に於けるナトリウム漏洩燃焼を想定した研究例が少ない。そこで、主に300以下のナトリウムを用いて、スプレー・コラム・プールについて、着火温度、エアロゾル発生開始温度を明らかにするために実施したものである。ナトリウムスプレー及びナトリウムコラム試験は、ナトリウム漏洩火災基礎試験装置(SOFT-1)、ナトリウムプール試験は、大規模ナトリウム漏洩火災試験施設のSOLFA-1試験装置を使用して行った。試験結果は、次の通りである。(1)ナトリウムスプレー燃焼試験着火温度は、液滴径に依存する傾向を認めたが、安全を見込むと160以上である。(2)ナトリウムコラム燃焼試験流入するコラムの本流は着火せず、途中で生じる飛散液滴のみ着火し、本流が床で跳ね返えりによって生成された跳ね返り飛沫は180で、床上の落下堆積物は160で着火した。(3) ナトリウムプール燃焼試験静止液面での着火は、280315で、目視によるエアロゾル発生開始温度は、140165、一旦酸欠状態にして鎮火させた液面の自然再着火は、80以上で生じた。今後、これらの基礎データを基に広温度・広酸素濃度範囲ナトリウム燃焼試験を実施する。
工藤 隆雄*; 宮地 郁雄*; 広井 博*
PNC TN952 85-30, 157 Pages, 1985/11
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島野 国男*; 宮地 郁雄*; 広井 博*; 姫野 嘉昭
PNC TN952 85-27, 111 Pages, 1985/10
原子炉苛酷事故によって,格納容器内に起こると推定されているナトリウム火災,ナトリウム/コンクリート反応,デブリノコンクリート反応,放射性エアロゾルの発生,などを同時かつ長時間にわたって解析する目的で,総合安全解析コード,CONTAINを開発している。 CONTAINは,昭和57年に,米国,サンディア研究所からその原型であるVersion1Bを導入した。更に,昭和59年9月には新しいVersion1.0を導入し,現在その広範囲な改良,チェック計算,検証計算を実施しているところである。Version1Bについては,すでに入力マニュアルを作成したが,最近は殆んどVersion1.0を使用している。このため,今回新たにVer―sion1.0の入力マニュアルを作成した。 CONTAINコードの入力データは,大きく分けて次の4つに分類できる。 1)計算機とファイルの種類に関する入力;MachineControllnput2)全てのセル(解析対象空間)に共通な情報;Global-Levellnput3)個々のセルで使用される情報;Cell-Levellnput4)前の実行の結果を使用するための情報;Restartlnputユーザーは,解析対象に合わせてコード内で定義されているデフォルト値を任意に置き換えることが可能である。 今後,コードの改良が更に進めば,その改訂版を発行する予定である。
広井 博*
PNC TN951 84-06, 83 Pages, 1984/09
本報告書はKfKが発刊しているKfK報告3/83(KfK-Nachrichten Jahrgang 15 3/83)に収録された論文から以下の4編を選んで和訳したものである。(KfK報告全体の目次はAppendixを参照) I 燃料棒破損の検出と、燃料要素監視のためのコンピュータ制御方式による原子炉防護システム Machweis von Brennstabschaeden und rechnergesteuertes Reaktorschutzsystem zur Brennelementueber wachung S.Jakobi, IRE; L.Stieglitz, IHCh; U.Voges,IDT II 原子炉における放射性核種によるシステム汚染に関する研究 Untersuchungen zur Systemkontamination H.H.Stamm, IRCH; H.Feuerstein, HIT-CP III KfKにおける安全性研究の概要 Sicherheit G.Heusener IV 苛酷事故におけるナトリウム火災、エアロゾル放出、エアロゾル挙動に関する研究 Untersuchungen zu Natriumbranden, zur Aerosolfreisetzung und zum Aerosolverhalten bei schweren Stoerfallen W.Cherdron, S.Jordan, W.Schikarski, W.Schuetz, LAF I I,II,IVはいずれも安全工学部プラント安全工学室の業務に関連したものである。本社プラント安全グロープが東芝に委託して、KfKとの共同研究で実施している「炉内ループによるFP挙動試験(FPL II)」もその一部が紹介されている。これらの論文で、KNKでの燃料破損試験の結果や、ソースタームに関する研究は特に興味深かった。 IIIは、「KfK報告」の安全研究紹介のまえがきとして書かれたものであるので、概括的である。この概要にある安全研究の詳細は「KfK報告」に収録されているので、興味のある方は原文を参照してほしい。なお、「KfK報告」は、KfKのDr.H.Feuersteinが東芝での委託試験に参加するために1/23-2/8/84来日した際に、氏からいただいたものであるが
広井 博*; 三宅 収; 佐藤 稔*
PNC TN941 82-37, 170 Pages, 1982/02
蒸気発生器伝熱管破断時の水噴出率計算用の計算コード(SWAC―11)の妥当性を検証するために,長い管路での高温・高圧水のブローダウン試験を実施し,定常水噴出率ならびに圧力,スラスト力の過渡変化が測定された。特に,スラスト力測定に「ばね・質量」モデルを適用することで極めて短時間の過渡変化データが得られた。これらの試験結果はSWAC―11と比較された。定常時の測定値に対しては,Moodyモデル,二相増倍係数に関しても検討した。得られた主な結論は,以下のとおりである。定常値に関して,SWAC―11は全体を通して概略よく合っているが,飽和水の高圧領域では水噴出率,スラスト力を1015%低く見積る。これは二相増倍係数にThomの相関を使用することで改善される。噴出開始から約5msec後の値に関しても,SWAC―11はほぼ妥当な値を予測する。サブクール水に対してもSWAC―11の流動モデルは適用できる。噴出直後のスラスト力は,WaveForceとB1owdownForceの合力Fであるが,そのFと初期圧力Poと断面積Sとの関係は飽和水条件ではF/S・Po
1.0であり,データを包絡する整理式としてはF/S・Po=1.36であった。スラスト力,圧力の過渡変化全体の計算結果と測定結果とを詳細に比較すると,計算結果は単調な変化を示しているのに対し,測定結果はより複雑な波形であり,完全には一致しなかった。この傾向は,特にサブクール水条件で顕著であった。過熱蒸気による試験結果は,定常値および非定常値ともに,既報のガス噴出試験と同様に,測定値とSWAC―11の予測値は一致した。
広井 博*; 三宅 収; 佐藤 稔*
PNC TN941 81-194, 75 Pages, 1981/10
LMFBRのSGにおける大リーク・ナトリウム-水反応解析コード-SWACS-において,破損伝熱管からの水噴出率は重要なパラメータの一つであり,その解析用計算モジュール(SWAC-11)の検証のため,流体の流出に伴なうスラスト力に注目し,計算結果と比較した。本報告書は,流出流体として窒素ガスを使用したガス噴出試験結果をまとめたものである。本報告書の目的は以下の2点にある。1)ガス噴出試験結果および解析解と比較して,SWAC-11の数値計算上の妥当性を確認する。2)スラスト力の速い過渡変化が計測可能な測定法および解析法の妥当性を確認する。得られた結論は次のとおりである。SWAC-11の数値計算上の妥当性が確認された。しかし,より詳細には,出口圧力を低めに,運動量流束を大きめに予測する傾向があることが分かった。スラスト力測定に,ばね・質量モデルを適用することで,短時間の過渡変化が測定可能となった。SWAC-11のスラスト力解析モデルには「セル中心近似」が最もよいことが,ガス噴出の解析解との比較で分かった。本試験で確認された測定法を使って,高温・高圧水を用いた噴出試験が実施されたが,その結果は第2報で報告する。
三宅 収; 進藤 嘉久*; 田辺 裕美*; 広井 博*; 佐藤 稔*
PNC TN941 81-50, 175 Pages, 1981/02
高速増殖炉の蒸気発生器における大リーク・ナトリウム-水反応時の諸現象を解析するため,大リーク・ナトリウムー水反応解析コードSWACSが開発された。本報告はSWACSコードに含まれている準定常圧計算モジュール(SWAC―13)の実験検証計算として,蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)のRun―3,Run―4,Run―5,Run―6の各試験について実験解析を実施し,その計算結果と実験測定値の比較検討を行ったものである。計算は,測定値と一致のよい参照ケースAと安全解析の計算条件を用いた参照ケースBの他,計算上の重要パラメータである水累ガスノ水モル転換比,水素ガス温度については感度解析も実施しそれらを比較した。その結果,向計算モジュールの有効性が確認され,安全解析の計算条件での計算結柴は,十分保守的なものであることがわかった。
三宅 収; 進藤 嘉久*; 山口 友久*; 斉藤 正美*; 広井 博*; 田辺 裕美*; 佐藤 稔*
PNC TN941 81-15, 114 Pages, 1981/01
高速増殖炉の蒸気発生器における大リーク・ナトリウム-水反応時の諸現象を解析するため,大リーク・ナトリウム-水反応解析コードSWACSか開発された。本報告はSWACSコードに含まれている圧力波伝播計算モジュール(SWAC5k)の実験検証計算として,蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT-3)のRun-3,Run-5,およびRun-7試験の実験解析を行ない,その計算結果と実験測定値の比例検討を行なったものである。本報告ではオリジナルのSWACSコード(REG3)の圧力波伝播計算モジュールに,液柱分離を考慮するための改良を行なっている。計算結果と実験測定の圧力波形はよく一致し,同計算モジュールの有効性が確認された。
進藤 嘉久*; 斎藤 正美*; 三宅 収; 山口 友久*; 広井 博*; 佐藤 稔*
PNC TN941 80-90, 98 Pages, 1980/08
大リーク・ナトリウム-水反応解析コードSWACS/REG3に含まれる初期スパイク圧解析計算モジュール(SWAC―5K/7)を用いて,蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)のRun―3,5,6試験の初期スパイク圧挙動の実験解析を行った。まず,初期スパイク圧計算に重要なパラメータである注水率はSWAC―11モジュールから計算し,H/2/H/2Oモル転換比(または水素気泡温度),および音速に関してパラメータスタディを行った後,実験値との比較計算を実施して,実験をうまく説明出来る最適なパラメータ値を求めることかできた。これらの検討をとおして,本計算モジュールの有効性が確認された。
広井 博*; 佐藤 稔*; 田辺 裕美*; 綿見 正和*; 吉岡 直樹*; 堀 雅夫*
PNC TN941 79-04, 274 Pages, 1979/10
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-水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT―1試験装置,SWAT―3試験装置を用いて試験が行なわれている。本報告書はSWAT―3で実施された第5回大リーク・ナトリウム-水反応試験(Run―5)にて得られたデータをとりまとめたものである。Run―5で使用された内部構造物は,三菱重工(株)で設計製作されたものである。Run―5の注水率は,15kg/secであり,これはiso-velocitymodelによれは,伝熱管5本破断に相当する試験規摸であった。試験においては,圧力,歪,温度,液面,ボイド,配管反力,加速度,変位,流量等が計測された。初期スパイク圧力は注水点近傍で24.6kg/cm
2aであり,蒸発器内での準定常圧力の最大値は7.6kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.23secに破裂し,放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。
広井 博*; 佐藤 稔*; 大後 美道; 堀 雅夫*
PNC TN941 79-155, 367 Pages, 1979/08
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-水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT―1試験装置,SWAT―3試験装置を用いて試験が行なわれている。本報告書は,SWAT―3で実施された第7回大リーク・ナトリウムー水反応試験(Run―7)にて得られたデータをとりまとめたものである。Run―7で使用された内部構造物は,東芝/石川島播磨重工業(株)で設計製作されたものである。本試験の主目的は,ダウンカマ部でのナトリウム―水反応現象の解明にある。Run―7の注水率は,106Kg/secであり,これはiso―velocitymodelによれば,「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管2本破断に相当する試験規摸であった。試験においては,圧力,歪,温度,液面,ボイド,配管反力,加速度,変位,流量等が計測された。初期スパイク圧力は注水点近傍で19.5Kg/cm2aであり,蒸発器内での準定常圧力の最大値は58Kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.613secに破裂し,放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。
広井 博*; 佐藤 稔*; 田辺 裕美*; 綿見 正和*; 吉岡 直樹*; 堀 雅夫*
PNC TN941 79-118, 282 Pages, 1979/06
高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウムー水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT―1試験装置,SWAT―3試験装置を用いて試験が行なわれている。本報告書はSWAT―3で実施された第4回大リーク・ナトリウム‥水反応試験(Run―4)にて得られたデータをとりまとめたものである。Run―4で使用された内部構造物は,東芝/石川島播磨重工業(株)で設計製作されたものである。三試験の主目的は伝熱管コイル上部(液面下640mm)でのナトリウム-水反応現象の解明にある。Run―4の注水率は,9.0kg/secであり,これはiso―velocitymodelによれば,「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管5本破断に相当する試験規模であった。試験においては,圧力,歪,温度,液面,ボイド,配管反力,加速度,変位,流量等が計測された。初期スパイク圧力は注水点近傍で14.7kg/cm2aであり,蒸発器内での準定常圧力の最大値は54kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.536secに破裂し,放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。
田辺 裕美*; 佐藤 稔*; 広井 博*; 綿見 正和*; 吉岡 真樹*; 堀 雅夫*
PNC TN941 78-154, 210 Pages, 1978/10
高速増殖原型炉「もんじゅ」の大リーク・ナトリウム-水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT-3試験装置を用いて大リーク試験が行なわれている。本報告書は蒸気発生器安全性総合試験装置SWAT-3で1978年3月に実施された第6回大リーク・ナトリウムー水反応試験(Run-6)にて得られたデータについてまとめたものである。Run-6で使用された内部構造物は,日立製作所/バブコック日立(株)で設計製作されたものである。本試験の準定常注水率は初期9.4kg/secであり,これはiso-velocityモデルによれば伝熱管5.7本破断に相当する注水率であった。試験においては,圧力・歪・温度・液位・ボイド率・配管反力・加速度・変位・流量等が計測された。初期スパイク圧力は注水点近傍で12.0kg/cm2aであり,準定常圧力の最大値は5.1kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.58secで破裂し放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。
岩田 耕司; 持尾 隆士*; 広井 博*
PNC TN260 78-01, 231 Pages, 1978/03
本報告書は1977年8月15日より5日間,米国サンフランシスコにおいて開催された第4回国際原子力構造力学会議(SMiRT)及びSMiRT後続セミナーの概要について主に報告したものであるが,更に会議後訪問した米国内各種研究機関での見学,討論の内容についてもあわせて報告したものである。(2001.7.31の区分見直し時には、区分の記入はなかった。)
広井 博*; 佐藤 稔*; 田辺 裕美*; 綿見 正和*; 吉岡 直樹*; 堀 正雄*
PNC TN941 78-93, 192 Pages, 1978/01
高速増殖原型炉「もんじゅ」の大リーク・ナトリウム-水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT―1試験装置,SWAT―3試験装置を用いて試験が行なわれている。本報告書はSWAT―3で実施された第3回大リーク・ナトリウム-水反応試験(Run―3)にて得られたデータをとりまとめたものである。Run―3で使用された内部構造物は,東芝/IHIで設計製作されたものである。また,放出系配管取付位置は蒸発器側部である。Run―3の注水率は,8.8kg/secであり,これはiso-velocitymodelによれは,伝熱管3.5本破断に相当する試験規摸であった。試験においては,圧力,歪,温度,液面,ボィド,配管反力,加速度,変位,流量等が計測された。初期スパィク圧力は,注水点近傍で16kg/cm2aであり,準定常圧力の最大値は5.0kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.56secに破裂し,放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。