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報告書

日本における原子力発電プラントに関するデータリスト; PWR編,1992年版

泉 文男; 堀上 邦彦; 小林 健介; 生田目 健

JAERI-M 92-204, 532 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-204.pdf:15.06MB

原子力発電プラント・データベース(PPD)は、原子力発電所の設置(変更)許可申請書を情報源とする4階層のツリー構造のデータベースである。本データベースから必要な情報が必要時に迅速かつ的確に検索できるよう、3種の情報検索機能(分類ガイド検索、文字列検索および条件検索)を有する情報検索システムを整備した。本報告書は、日本国内で運転、建設及び建設準備中であるPWR型原子力発電プラント22基について、より広範な利用者の便に供するため主要設備の性能及び機器の仕様を体系的に整理し冊子体にまとめたものである。

報告書

日本における原子力発電プラントに関するデータリスト; BWR編,1992年版

泉 文男; 堀上 邦彦; 小林 健介; 生田目 健

JAERI-M 92-203, 648 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-203.pdf:19.31MB

原子力発電プラント・データベース(PPD)は、原子力発電所の設置(変更)許可申請書を情報源とする4階層のツリー構造のデータベースである。本データベースから必要な情報が必要時に迅速かつ的確に検索できるよう、3種の情報検索機能(分類ガイド検索、文字列検索および条件検索)を有する情報検索システムを整備した。本報告書は、日本国内で運転、建設及び建設準備中であるBWR型原子力発電プラント25基について、より広範な利用者の便に供するため主要設備の性能及び機器の仕様を体系的に整理し冊子代にまとめたものである。

論文

Trend analysis for incidents of steam generator tube rupture and loss of electric power based on IRS reports

藤木 和男; 石神 努; 生田目 健

Proc. OECD/CSNI-CEC Specialist Meeting Trend and Pattern Analyses of Operational Data from NPP, p.407 - 418, 1990/00

原子力発電プラントの安全性向上にとり運転経験情報のフィードバックの重要性が、近年広く認識されている。原研ではOECE/NEA加盟国による事故故障情報報告制度(IRS)によって収集される事故故障情報のデータベース化と検索システムの整備を行ってきた。本報告では、このIRS情報に基づき、PWRの蒸気発生器伝熱管損傷事象及びBWRの電源喪失事象について、発生原因、事象進展の特徴、安全上留意すべき点等を抽出、比較検討を行った。

論文

LOCA steam condensation loads in BWR mark II pressure suppression containment system

久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼

Nucl.Eng.Des., 102, p.225 - 228, 1987/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:50.8(Nuclear Science & Technology)

冷却材喪失事故(LOCA)時にBWR MarkII格納容器内に発生する水力的動荷重に関して、大型装置による実験的研究を行った。広範な条件について実験を行い、この結果に基づいて、圧力抑制プール内での蒸気凝縮に起因する荷重の振幅が最大となる条件を同定した。荷重の振幅が最大となるのは、ベント管内の蒸気流速が30kg・m$$^{2}$$以下、プール温度が40$$^{circ}$$C以下、蒸気中の空気重量割合が1パーセント以下の場合であり、このような条件は、中破断LOCAに際して発生する可能性が高い。

論文

The Vent-to-vent desynchronization effects on LOCA steam condensation loads in BWR pressure suppression pool

久木田 豊; 生田目 健

Nucl.Eng.Des., 85, p.141 - 150, 1985/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:64.6(Nuclear Science & Technology)

BWRの冷却材喪失事故時においては、圧力抑制プール内での直接接触蒸気凝縮により、プール境界構造物に好ましくない動的圧力荷重が作用する。プール境界荷重の大きさは、多ベント管(約100本)の出口で発生する凝縮過程間の有限の非同期によって影響される。本論文では、BWR Mark II圧力抑制系中の7本の実寸ベント管を模擬した大型実験よりの実験データについて、プール境界荷重に及ぼす凝縮非同期の効果について調べる。時間及び周波数領域で実験データを解析することにより非同期効果を調べる。実験結果を実際のプラント形状へ外挿する試みが行われる。非同期の原因となるメカニズムについても議論される。

論文

The LOCA air-injection loads in BWR mark II pressure suppression containment systems

久木田 豊; 生田目 健; 斯波 正誼

Nucl.Eng.Des., 77, p.117 - 129, 1984/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:73.22(Nuclear Science & Technology)

BWRの大口径LOCAの初期には、ドライウェル内の空気が圧力抑制プール内に急速に流入し、これに伴うプール水の流動の結果、ピールバウンダリ構造物およびプール内部構造物に種々の水力学的動荷重が加わる。本報では、原研で実施したBWR MarkII格納容器に関する実物大試験の結果に基づいて、原子炉安全評価に用いられる解析モデル(評価モデル)の妥当性を検討し、評価モデルがこれらの動荷重を過大に(保守的に)予測すること、またこれらの動荷重による格納容器内圧力上昇が、格納容器設計圧力を上まらないことを明らかにした。

報告書

蒸気凝縮振動およびチャギングによる圧力抑制プール内動荷重の統計的評価,2; 格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データ評価レポート,3

久木田 豊; 加藤 正美*; 守屋 公三明*; 黒木 道雄*; 生田目 健*; 斯波 正誼

JAERI-M 83-186, 171 Pages, 1983/10

JAERI-M-83-186.pdf:5.23MB

本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験において得られた試験結果のうち、昭和53~55年度に実施した水放出試験12ランにおける蒸気凝縮荷重の定量的評価を行ったものである。蒸気凝縮振動およびチャギング現象によってもたらされる圧力抑制プールバウンダリ荷重の大きさを、RMS値、パワスペクトル密度、応答スペクトルによって評価し、これらの量の上限値を与えるデータを選択することによって、実炉の荷重を保守的に評価するためのデータベースを作成した。また、熱水力条件と荷重の大きさとの関係、ならびにチャギングによる荷重に対するベント管相互の非同期の影響について調べた。

報告書

1次系ブローダウン流量とベント管内蒸気流速の評価,Tests 0002,0003,0004,1101,2101,3101,3102; 格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データ評価レポート,1

生田目 健*; 久木田 豊; 竹下 功

JAERI-M 83-185, 44 Pages, 1983/10

JAERI-M-83-185.pdf:1.02MB

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験を用いて行った試験のうちの7ランについて、一次系からの放出流量とベント管内の蒸気流速の評価を行った。本評価は、ブローダウン時の格納容器内熱水力挙動に支配的な影響をおよぼすこれらのパラメータの時間変化を評価することにより、試験データの解析に資することを目的としている。一次系放出流量の計算にはRELAP4/Mod5コードを用い、圧力容器内の圧力、ボイド率分布、混合水位などに関して計算結果が試験結果と一致するように、RELAP4の入力パラメータである流路損失係数、気泡速度・気泡分布係数、および放出ノズルにおける流出係数を調節した。ベント管内の蒸気流速は、一次系から流出した流体がドライウエル内で断熱かつ準定常な変化をすると仮定して計算した。

報告書

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験; 試験装置および計測系の改造

山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健

JAERI-M 83-101, 108 Pages, 1983/07

JAERI-M-83-101.pdf:2.75MB

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験では、装置固有のFSI(Fluid Structure Interaction)の影響を軽減することを目的として、昭和56年8月20日から11月25日にかけて格納容器のシェルおよびウェットウェル底面の強化工事を実施した。また、試験データの質、量の拡充をはかるため、試験開始以来、数次にわたりデータ計測系の増設や改造を実施した。本報告書は格納容器強化工事とデータ計測系の増設および改造の仕様と、主要な計測データの誤差についてまとめたものであり、試験データの解析、評価のための利用に供する。

論文

The Noncondensable gas effects on loss-of-coolant accident steam condensation loads in BWR pressure suppression pool

久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼

Nuclear Technology, 63, p.337 - 346, 1983/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:77.09(Nuclear Science & Technology)

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験の試験結果にもとづき、圧力抑制プール内の蒸気凝縮に起因する格納容器動荷重に対する蒸気中の非凝縮性気体(空気)の影響を調べた。空気の存在により、従来知られていたように凝縮が安定化しチャギング現象の発生が抑制される効果が生じるだけでなく、ベント管内蒸気流速が比較的高い条件下ではこれも正反対の効果が生じうること、ならびにこれらの効果が、蒸気凝縮荷重の大きさに重大な影響を及ぼすことを明らかにした。

報告書

Full-Scale Mark II CRT Program; Dynamic Response Evaluation Test of Pressure Transducers

久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼

JAERI-M 82-188, 59 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-188.pdf:1.62MB

格納客器圧力抑制系信頼性実証試験に使用されている圧力変換器の動特性を、既知の特性を有する変換器との比較によって計測した。この結果、良好な特性を得るためには導圧管内の気泡の除去に注意すべきことが明らかになった。試験結果にもとづき圧力変換器の改造を行い、200Hz以下の周波数で充分に良好な特性が得られるようになった。また、導圧管の共振周波数が集中定数系モデルにより子測できることを示した。

報告書

炉心損傷に関する研究の現状と課題

川崎 了; 生田目 健; 村尾 良夫; 成富 満夫; 内田 正明; 星 蔦雄; 西尾 軍治; 藤城 俊夫; 塩沢 周策; 植田 脩三; et al.

JAERI-M 82-039, 201 Pages, 1982/05

JAERI-M-82-039.pdf:6.73MB

安全工学部と安全解析部からタスクフォースを編成し、炉心損傷事故における各事象、研究の現状について調査し、今後必要と思われる研究課題について検討を行った。上記の調査、検討の結果を、炉心損傷事故シーケンス、炉心崩壊・融体挙動、FPの挙動、水素の発生・爆発、水蒸気爆発、格納容器の健全性に分けて、独自の解析評価を含めてまとめた。

論文

Analytical method for solving fluid-structure interactions in BWR pressure suppression pool

生田目 健; 久木田 豊; 竹下 功; 霜田 善道*

Nucl.Eng.Des., 75, p.5 - 11, 1982/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

BWRにはLOCA時に1次系から格納容器に放出される蒸気を凝縮し格納容器の働く圧力荷重を低減するため圧力抑制型格納容器が採用されている。この格納容器は圧力抑制プール中に蒸気を導きここで凝縮し圧力上昇を抑制する。しかし蒸気凝縮時にプール中に圧力振動が発生し格納容器に新たな荷重を及ぼすことが判明し圧力振動の解明が格納容器の健全性評価上重要となった。さらにこのような圧力振動過程でこの圧力振動とプール構造部との連成振動の存在が試験の結果明らかになった。連成振動は本試験装置と実炉でその大きさが異なるためその解明が重要である。本文は連成振動を従来の数値解法に依らず解析的に解く方法を開発したのでその解法を示すと共に、この方法を大型装置の試験で得られたデータに適用し連成振動の大きさを評価した。試験データに含まれる連成振動成分がほとんどの周波数領域で10%以下であることを明らかにした。

論文

Chugging desynchronization effects on multivent pressure suppression pool loads

久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼

Transactions of the American Nuclear Society, 41, p.695 - 696, 1982/00

原研における格納容器圧力制御系信頼性実証試験(Mark II格納容器を模擬した、実物大のベント管7本を有する装置による試験)で計測されたチャギングによる格納容器動荷重の大きさは、米国における1本ベント管による試験結果を大きく下回った。このような、ベント管本数の増加とともに荷重が減少する傾向は、ベント管のそれぞれから発生する圧力波相互の位相差(非同期)による効果として説明され、実炉の荷重予測上重要な意味を有する。本報では、原研試験結果に含まれる非同期の効果を解析し、動荷重の主要成分である低周波数成分についても非同期による荷重軽減効果が有意であることを明らかにした。

報告書

蒸気凝縮振動およびチャギングによる圧力抑制プール内動荷重の統計的評価,1; 格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データ評価レポート,2

久木田 豊; 竹下 功; 生田目 健; 加藤 正美*; 守屋 公三明*; 斯波 正誼

JAERI-M 9665, 143 Pages, 1981/10

JAERI-M-9665.pdf:3.73MB

本報告は、現在原研において実施している格納容器圧力抑制系信頼性実証試験によって得られた試験結果のうち、最初の8ランの試験における蒸気凝縮時の圧力振動に関する試験結果について統計的解析、周波数解析を行ない、評価を加えたものである。チャギング、C/Oによる蒸気凝縮荷重について、多ベント系における圧力振動源の間に非同期が存在していること(多ベント効果)を明らかにした。また、ベント管内およびプール内での圧力振動の伝播特性、FSI効果、ベント管横向荷重についても検討を行い、蒸気凝縮による動荷重評価のための有益な知見を得た。さらに本解析を通して、今後の試験計画、解析において実施すべきことも明らかになった。

報告書

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データレポート,12; TEST 1205

竹下 功; 久木田 豊; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼

JAERI-M 9405, 121 Pages, 1981/03

JAERI-M-9405.pdf:3.02MB

本報告書は、昭和54年11月9日に実施したTEST1205のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。本試験ではバキュームブレーカを閉状態で固定し、その他の試験条件は同一破断口径による基本ケースであるTEST1203とほぼ同一に設定した。本試験におけるプールスウェル時のウェットウェル気相部最高圧力、ならびにダイアフラムフロア上向き差圧の値は、TEST1203の結果をやや上回り、プールスウェルに対するバキュームブレーカの効果が有意であることが示された。なお本レポートは、先にJAERI-memo 8875として刊行したものの公開版である。

報告書

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データレポート,11; TEST 1204

久木田 豊; 竹下 功; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼

JAERI-M 9404, 121 Pages, 1981/03

JAERI-M-9404.pdf:2.99MB

本試験は、昭和54年10月26日に実施したTEST1204のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。同一の破断口径による基本ケースであるTEST1203が圧力抑制プール初期温度約54$$^{circ}$$Cの条件下で行なわれたのに対して、本試験では19$$^{circ}$$Cとした。この結果、本試験におけるプールスウェル時の最高水位はTEST1203の場合より明らかに低く、TEST1203の試験条件が保守的であることが示された。なお、本レポートは、先に未公開資料としてまとめたJAERI-memo 8874の公開版である。

報告書

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データレポート,10; TEST 1203

久木田 豊; 竹下 功; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼

JAERI-M 9403, 122 Pages, 1981/03

JAERI-M-9403.pdf:2.78MB

本報告書は、昭和54年10月5日に実施したTEST1203のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。本試験における放出初期のドライウェル内圧力上昇率は約188kPa/sであり、実炉の想定条件に匹敵する値が得られた。なお、本レポートは、先に未公開memoとして刊行したJAERI-memo 8873の公開版である。

論文

State of JAERI full-scale mark II CRT program

久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼

Proc.Int.Specialist Meeting on BWR Pressure Suppression Containment Technology, p.23 - 42, 1981/00

原研における格納容器圧力制御系信頼性実証試験の現状を報告する。内容は試験データの解析結果を主体とし、ことに蒸気凝縮時の格納容器荷重に対する多ベント効果に関する結果に重点をおく。データの解析により多ベント効果が重要であることが示され、本試験計画の特徴とする多ベント系における試験の意義が確認された。

報告書

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データレポート,9; TEST 1202

竹下 功; 山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健; 斯波 正誼

JAERI-M 8961, 121 Pages, 1980/07

JAERI-M-8961.pdf:2.67MB

本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験装置によるTEST1202のデータ報告である。本試験は、破断口径240mmの大口径蒸気放出試験であり、プールスウェルを試験対象とする蒸気放出試験であって、本試験の前に実施されたTEST1201(200mm)、および本試験後に引き続いて実施されたTEST 1203(220mm)とともに、破断口径を変数とするパラメトリック試験を構成する。本試験は支障なく行われ、得られたドライウェル初期圧力上昇率は、約225kPa/sであった。

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