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斉藤 和男*; 石田 紀久
JAERI-Tech 2001-039, 25 Pages, 2001/06
JAERI-Tech-2001-039.pdf:0.94MB
大型船舶用原子炉MRX及び深海調査船用原子炉DRXにおいては、蒸気発生器を原子炉容器に内装する一体型構造を採用している。蒸気発生器はヘリカルコイル貫流型であり、多数のコイル(伝熱管)が、炉心を内包する原子炉容器内筒を取り巻くようにアニュラー空間内に設置されている。この伝熱管の管外流及び管内流により発生すると予想される流力振動を簡易計算により評価し、支持点ピッチの妥当性を検討した。
斉藤 和男*; 楠 剛; 石田 紀久
JAERI-Tech 2001-038, 100 Pages, 2001/06
JAERI-Tech-2001-038.pdf:6.02MB
改良舶用炉MRX及び深海調査船用原子炉DRXでは、水を張った原子炉格納容器内に原子炉容器や配管を設置する。これら原子炉容器や配管の内部流体は運転時には高温となるため、格納容器に張った水とは断熱して、熱の放散を防ぐ必要がある。一般のプラントにおける大気中の保温と比べて、水中での断熱方法はいまだ確立された技術とはいえない。配管の水中断熱について、従来方式である二重管とする方法以外の方法について検討し、蒸気層と耐熱プラスチック,ポリイミドを用いた断熱構造を試設計した。また、断熱の成立性を簡便なモデルにより確認した。
小田野 直光; 楠 剛; 頼経 勉; 福原 彬文*; 斉藤 和男*; 高橋 照雄*; 石田 紀久
Proceedings of International Workshop on Utilization of Nuclear Power in Oceans (N'ocean 2000), p.164 - 169, 2000/02
原研では、海洋調査に関するニーズ調査に基づき、中層海域を調査対象とした海中観測船用超小型炉SCRの設計研究を進めている。海中観測船は動力源として電気出力500kWを必要とし、この電力を熱出力1250kWのSCR2基でまかなう。SCRの基本概念は、原研で設計研究を進めてきた深海調査船用原子炉DRXに基づいている。核設計に必要な炉物理パラメータの評価はSRACコードシステムにより行い、設計条件を満足する炉心核設計を行った。また、安全設備の基本的な機能確認のために、RELAP5mod3を用い、EDRS配管の破断時の過渡応答挙動解析を行い、安全設備成立性の検討を行った。
草野 譲一; 大内 伸夫; 赤岡 伸雄*; 斉藤 健治*; 野口 修一*; 椋木 健*; 長谷川 和男; 水本 元治
Proc. of 11th Symp. on Accelerator Sci. and Technol., p.240 - 242, 1997/00
原研の中性子科学研究計画では中性子源としての大強度陽子加速器の開発を進めている。陽子エネルギー100MeVから1.5GeVの範囲の加速構造には超伝導型加速空胴の採用を第1オプションとして想定し、1995年から文部省高エネルギー物理学研究所(KEK)との共同研究を基に開発を進めてきた。陽子加速器の特徴となるエネルギー変化に伴う粒子速度の変化に対応するため複数種の異なる空胴形状について設計検討を行うと共に、実験的に超伝導のモデル空胴の性能を検証するための試験設備の整備と高純度ニオブ機使用のモデル空胴の製作を行った。1996年末から1997年9月にかけて、
=0.5のモデル空胴についての性能試験を行い表面電界強度:30MV/m,Q値:2
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という世界最高レベルの性能を確認し、゛設計及び製作手法の妥当性と試験設備の安定性が実証された。
栗原 良一; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 斉藤 和男*; 宮園 昭八郎
日本原子力学会誌, 25(3), p.207 - 216, 1983/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.52(Nuclear Science & Technology)原子炉一次冷却系配管が瞬時に周方向ギロチン破断した場合を想定して、パイプホイップ試験およびジェット放出試験が日本原子力研究所において実施されている。本報は1979年から1981年にかけて実施したBWR・LOCA条件下における4インチ口径パイプホイップ試験結果(RUN 5407,5501,5504,5603)についてまとめたものである。試験圧力は6.8MPaであり、試験温度は285
Cであった。この一連の試験においてクリアランスは100mmで一定とし、オーバーハング長さをそれぞれ250mm、400mm、550mm、および1000mmに変えて行なった。試験の目的はパイプホイップ挙動に対するオーバーハング長さの効果を調べることである。試験結果から配管およびレストレントの変形を抑制するためにはオーバーハング長さを短くするのが望ましいことがわかった。また、あるオーバーハング長さ以上で配管は塑性崩壊する結果を得た。
宮崎 則幸; 植田 脩三; 栗原 良一; 斉藤 和男*; 加藤 六郎; 磯崎 敏邦
JAERI-M 9752, 43 Pages, 1981/10
4B、sch80試験配管によるBWR、飽和水条件下(系内圧力=69kg/cm
G、系内温度=284.5C)でのパイプホイップ試験について、汎用有限要素法解析コード、ADINAおよびMARCを用いて予備解析を実施した。解析は実際行われる試験を考慮して、オーバハングを400mm一定とし、配管とレストレントとの間の初期クリアランスが30mm(RUN No.5405)、50mm(RUN No.5406)および100mm(RUN No.5407)の各場合について実施した。また配管に加わるブローダウンスラスト力としては曲管ジェット試験(RUN No.5401)の試験結果、およびブローダウンスラスト力解析コードPRTHRUST-J1による解析結果を用いた。配管およびレストレントのモデル化の方法について種々の検討を行い、今後の解析の指針を与えた。
宮崎 則幸; 栗原 良一; 加藤 六郎; 磯崎 敏邦; 斉藤 和男*; 植田 脩三
JAERI-M 9437, 32 Pages, 1981/04
ブローダウンスラスト力解析コードPRTHRUST-J1を用いて配管破断予備試験として実施した急速遮断弁を用いたジェット放出試験を解析した。解析に際しては、放出口の間にある急速遮断弁の開度が時間とともに線形に変化するものと仮定した。この弁が全開するのに要する時間は放出ノズル部の圧力の時間変化から決定した。2インチおよび3インチ口径のジェット放出について放出係数をパラメータとして解析を実施し、ブローダウンスラストカおよび放出ノズル部の圧力を実験結果と比較した。この結果、ブローダウンスラストカの定性的な傾向は実験結果と解析結果で比較的良く一致していること、および実験から得られたブローダウンスラストカはおおむね放出係数が0.6から1.0の場合の解析結果に入っていることがわかった。しかし、実験結果をもっとも良く表わす放出係数値については得られなかった。
