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報告書

高速実験炉「常陽」100MW出力上昇試験結果報告書; 外部電源喪失試験(PT-236)

高橋 秀治*; 笠間 聖*; 長岡 幸夫*; 平尾 和則*; 橋本 素行*; 榎本 雅己*

PNC TN941 85-118, 415 Pages, 1985/08

PNC-TN941-85-118.pdf:9.96MB

MK-2性能試験における異常時過渡応答試験としては、手動スクラム試験および外部電源喪失試験を実施し、(1)熱過渡特性が設計条件を満足すること、(2)プラント保護系,非常系電源その他の機器が設計通りに動作し,プラントを安全な状態で停止できることの確認を行なった。本報告書では,これらの試験のうち外部電源喪失試験について報告する。試験結果の概要は以下の通りである。(1)プラント各部での熱過渡特性は,ほぼ設計条件を満足した。(2)安全保護系,その他の機器の作動時間は,ほぼ設計条件を満足した。(3)無停電および非常系電源は,ほぼ正常に動作した。(4)1次主冷却系のフロー・コーストダウン,ポニーモータ流量は設計値を満足した。(5)電喪後の2次主冷却系における自然循環が確認された(100MW出力からの電喪試験で定格の約5.7%)、(6)冷却材温度制御系の改造により,主冷却器出口Na温度のハンチングは小さく,配管温度の設計値は満足した。

報告書

高速実験炉「常陽」100MW出力上昇試験結果報告書 : 主冷却系による熱除去

高橋 秀治*; 笠間 聖*; 長岡 幸夫*; 平尾 和則*; 橋本 素行*; 榎本 雅己*

PNC TN941 85-115, 79 Pages, 1985/08

PNC-TN941-85-115.pdf:1.72MB

本試験は,100MW外部電源喪失試験の2次主循環ポンプ再起動後に行なわれたものである。本試験の目的は,外部電源喪失による原子炉停止後の崩壊熱を,主冷却系により除去できることを確認することである。▲試験結果の概要は以下の通りである。▲1)原子炉出力100MWよりの外部電源喪失試験後において,主冷却系により崩壊熱除去をすることができ,温態待機状態への移行が行なわれた。▲2)上記の過程で,冷却材温度変化率が―50$$^{circ}C$$/hrを越えないことが確認された。▲3)中心燃料集合体出口Na温度に異常な上昇のないことが確認された。▲

報告書

高速実験炉「常陽」100MW出力上昇試験結果報告書 : 手動スクラム試験(PT-232)

高橋 秀治*; 笠間 聖*; 長岡 幸夫*; 平尾 和則*; 橋本 素行*; 榎本 雅己*

PNC TN941 85-114, 280 Pages, 1985/08

PNC-TN941-85-114.pdf:6.45MB

MK―2性能試験における異常時過渡応答試験としては,手動スクラム試験および外部電源喪失試験を実施し,▲1)熱過渡特性が設計条件を満足すること▲2)プラント保護系,非常系電源その他の機器が設計通りに動作し,プラントを安全な状態で停止すること▲の確認を行なった。▲本報告書では,これらの試験のうち手動スクラム試験について報告する。試験結果の概要は以下のとおりである。▲1)2次冷却材温度制御系の改造により,プラント各部での熱過渡特性は設計条件を満足した。▲2)安全保護系の動作時間は設計条件を満足した。▲3)制御棒―5のスクラム時間に経時変化が生じていることがわかったが,その変化はほぼ安定状態に入っている。▲

口頭

照射速度の影響を取り入れたSCC評価法の研究,1

沖田 泰良*; 越石 正人*; 橋本 素行*; 田中 重彰*; 児玉 光弘*; 近藤 啓悦; 塚田 隆

no journal, , 

経済産業省原子力安全・保安院高経年化対策基盤整備事業の一環として、軽水炉炉内構造材であるオーステナイトステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れのき裂進展挙動に及ぼす照射速度の影響について検討を行った。本研究では、き裂進展速度データが既に取得されている実機材を用いて、照射硬化,ひずみ硬化指数,照射欠陥及び粒界偏析に関するデータを取得し、それらデータから既存のき裂進展モデル(FRIモデル)への入力パラメータを決定してき裂進展速度を計算し、実験値との比較を行った。その結果、照射硬化や照射誘起偏析に伴う耐食性の劣化をモデル計算にとり入れることによって、き裂進展速度実験データを説明できることを実証した。これらの検討の結果、照射の影響を反映したパラメータ選定によって、FRIモデルを照射材き裂進展計算に適用可能であることがわかった。

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