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中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*
Materials Science Forum, 329-330, p.441 - 448, 2000/00
放射性金属の再利用に適した新しい鋳造技術の開発試験として、鉄板の型枠に金属の溶湯を流し込み、繰り返し使用ができる鉄球で除熱を行う廃棄物収納容器の鋳造試験を、容器の一部を模擬した部分試験体や小型試験体等を用いて実施した。この試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や型枠の熱変形特性をシミュレーションするため、熱流動解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARKにより変形解析を行った。その結果、(1)湯流れを考慮することで最終凝固位置が試験結果に近づくこと、(2)解析から得られた変形量及び変形パターンはほぼ試験結果と一致することなどが確認できた。本論文は、この鋳造試験に対する凝固解析及びそれに基づく変形解析の結果を中心に、試験結果との対比も含めて述べたものである。
中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明*; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*
Proceedings Modeling of Casting & Solidification Processes 4, 1999, p.437 - 445, 1999/09
原子炉の解体により発生するレベルの低い放射性廃棄物の再利用を目的に、鋼板製の型枠に放射性金属の溶湯を流し込み、鉄球により除熱を行うことで廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した鉄球-金型複合鋳造法にかかわる試験、及び鋳造した容器内に放射能レベルの高い廃棄物を置き、溶湯で固定化して廃棄体とすることを想定した多重鋳造廃棄体の鋳造試験を行っている。これらの試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や容器の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJSCASTにより凝固解析を、非線形構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、これまでに実施した鋳造試験の概要及びその結果と凝固・変形解析結果との対比について述べたものである。
中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明*; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*
Int. J.Cast Metals Res., 11(5), p.339 - 343, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Metallurgy & Metallurgical Engineering)原子炉の解体により発生する低レベル放射性廃棄物の再利用を目的に、放射性の金属を再利用して廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した新しい鋳造方法の開発を行った。この方法の特徴は、鋼板製の型枠に金属の溶湯を流し込み、繰り返し使用ができる鉄球により除熱を行うことで容器を鋳造することにある。鋳造試験はおもに容器の一部を模擬した部分試験体や小型試験体等を用いて行った。また、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や型枠の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、この鉄球複合鋳造法による廃棄物収納容器の鋳造試験を対象に、鉄球複合鋳造法の概念、鋳造試験の結果及び凝固解析や変形解析から得られた知見について述べたものである。
村尾 良夫; 井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 岩村 公道; 大久保 努; 大貫 晃
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 1, p.723 - 732, 1993/00
円筒炉心試験装置(CCTF)と平板炉心試験装置(SCTF)による試験において、クエンチフロント上方への明瞭な蓄水と良好な炉心冷却が観測された。これらの試験と原研の小規模試験の結果に対する現象論的分析により明らかになったボイド率、熱伝達率並びに、クエンチの進行に及ぼすグリッドスペーサの効果、逆スラグ流領域での液相速度効果について述べている。また、観測された蓄水と炉心冷却の促進の関係について議論している。更に、原研小規模試験データによる相関式の改良に基づいて、グリッドスペーサ効果を除き、再冠水モデルの改良を行った。この再冠水モデルをREFLA/TRACに組み込み、CCTFとSCTFのデータを用いてモデルの評価を行った。これらの改良モデルとその評価結果について述べている。
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。
井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 91-173, 94 Pages, 1991/10
CCTFにより高圧条件(0.42MPa)の再冠水試験を行い、基準試験(圧力0.2MPa)の結果と比較した。(1)高圧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圧力0.42MPa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、定量的には以下のような高圧力の影響が見られた。炉心冷却はよく蒸気発生量は多い。しかし、蒸気密度は大きいため蒸気流速は逆に小さい。このため、蒸気のループを通っての排出は容易でいわゆる蒸気閉塞効果は小さく、また、炉心内の蓄水量は多い。従って、炉心冠水速度は大きい。炉心冷却がよいため、最高炉心温度は低く、最終クエンチは早く、炉心安全性は高まる。この結果は、従来0.3MPaまでの圧力範囲で見出されていた結果と等しい。
大久保 努; 井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 89-227, 96 Pages, 1990/01
本報告書は、円筒第2次炉心試験C2-AA2(Run 58)の評価報告書である。本試験は、ダウンカマ注水試験に於ける熱水力挙動の特徴を調べることを目的として実施された。本試験のデータをコールドレグ注水試験(基準試験)のデータと比較検討して、以下のような結果が得られた。(1)本試験においては、基準試験では見られない大きな振動が観測された。振動は周期的で周期は5.7秒であった。(2)この原因は、本試験ではダウンカマでECC水と健全ループを流れる蒸気との混合が熱的に非平衡に起こり、ダウンカマ水温がサブクールてあった点であると考えられる。(3)系全体に渡り熱水力挙動では振動的であったが、振動的なデータの平均値は、基準試験のデータとほぼ同一であり、一部の修正を行えば、コールドレグ注水の場合に対して用いられているのと同じモデル・手法あるいは計算コードがダウンカマ注水にも使用可能であることが示唆された。
村尾 良夫; 井口 正; 安達 公道; 杉本 純; 秋本 肇; 岩村 公道; 大久保 努; 大貫 晃; 阿部 豊
Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.54 - 59, 1989/10
PWRの冷却材喪失事故時再冠水過程に関しては、従来、軸方向には実寸大であるが、半径方向には寸法が十分小さく軸方向に1次元的な試験装置による試験からの知見に基づいて、半径方向にも寸法が十分大きいPWR圧力容器内多次元熱水力挙動の安全性を評価してきた。本報告は、大型再冠水効果実証試験の円筒炉心試験、平板炉心試験の結果にもとづいて、多次元熱水力挙動を明らかにすることを目的としている。見い出された多次元熱水力挙動は、次の通りである。(1)炉心内に蓄積された水の量が1次元のものより多く、炉心冷却が1次元のものより良い。(2)半径方向の出力分布により生ずる横流れのため、炉心内の蓄積水量がほぼ均一化し、高出力部の冷却もよい。(3)半径方向の出力分布のため、又は、炉心上方から注入された冷水により炉心内循環流が生じ、冷却が促進する。
井口 正; 村尾 良夫; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(11), p.887 - 896, 1987/11
被引用回数：2 パーセンタイル：29.78(Nuclear Science & Technology)本報告は、円筒炉心試験結果を総合的に分析して、コールドレグ注入型ECCS付PWRのLOCA時再冠水過程に関する現行の安全評価解析法を検討した結果である。現行の安全評価解析例として、WREMコードを採り上げる。検討の結果、現行の安全評価解析で用いられている代表的な取扱い手法により最高出力棒の被覆管温度は高めに予測され、WREMコードは円筒炉心試験結果に対して保守性を有することを確認した。WREMコードの円筒炉心試験結果に対する保守性は、サブチャンネル間流体混合効果の無視、高出力域の熱伝達改善効果の無視、円筒炉心試験結果に対して保守的な熱伝達相関式の使用に主として起因していることがわかった。
井口 正; 杉本 純*; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*; 村尾 良夫
JAERI-M 87-052, 112 Pages, 1987/03
冷却水を上部プレナムに注入する型式のPWRのLOCA時熱水力挙動については、評価モデル条件のもとでの再冠水現象については検討されてきたが、リフィル挙動、最適評価条件のもとでの再冠水挙動については明かではなかった。そこで、円筒第二次炉心試験装置を用いて上部プレナム注水条件におけるリフィル挙動、最適評価条件のもとでの再冠水挙動を明らかにする。リフィル期には、円滑に下部プレナム内蓄水量は増加し、リフィルが達成された。上部プレナム注水条件では、上部プレナムで凝縮が起こり、冠水抑制力が弱まり再冠水過程初期にはコ-ルドレグ注水条件の場合より炉心冷却は良かった。これは、再冠水過程初期には上部プレナム注水が-ルドレグ注水より保守的(Conservative)であることを示す。また、最適評価条件で良好な炉心冷却が達成される事を確かめた。
井口 正; 杉本 純*; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*; 村尾 良夫
JAERI-M 87-051, 117 Pages, 1987/03
本報告書は、原研で実施中の大型再冠水効果実証試験計画の中の円筒炉心試験装置による上部プレナム注水試験C2-16の評価結果を示す。円筒炉心試験装置は、1100MWe級PWRを約1/21.4で縮小した試験装置で再冠水現象を良く模擬するように設計されている。本試験の目的は、低圧注入系ポンプの単一故障を仮定した上部プレナム注水条件における再冠水現象を調べる事および冷却水を非対称に注水した時の効果を調べる事である。本試験の結果、次の事がわかった。(1)上部プレナム注水条件では、低圧注入系ポンプの単一故障仮定が無故障仮定に比べて保守的な仮定である。(2)非対称注水を行なっても、炉心冷却挙動は水平断面内で比較的一様であり、局所的な炉心冷却の悪化は見られない。
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。
村尾 良夫; 井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.2 - 82, 1986/00
本報告は、コールドレグ注入型ECCS付PWRのLOCA時再冠水過程の主として炉心以外のシステム挙動に関する現行の安全評価解析手法を検討した結果と、より実際に近い解析を行うためのモデルの改良すべき点ならびに計算条件の変更すべき点について検討した結果とについて述べたものである。 主たる結論は次のとおりである。(1) 安全評価解析コード・WREMは安全余裕を持った予測を与える。 (2) より実際に近い解析を行うためには、(i)ECC注入口近傍での熱的非平衡性、(ii)圧力容器側破断コールドレグでの圧力損失、(iii)ダウンカマ、下部プレナムでの高さ方向の温度分布、ボルド率分布、(iv)上部プレナム内蓄水を考慮する必要がある。
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。
井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 85-025, 89 Pages, 1985/03
CCTFにより低出力条件(平均初期線出力1.18kw/m)の再冠水試験を行い、その試験結果を基準試験(1.40kw/m)の結果と比較した。再冠水過程初期(
100S)には、炉心出力が異なっていても炉心での発生蒸気量が等しいため熱伝達率はほぼ等しく、その結果低炉心出力条件で破覆管温度およびターンアラウンド温度は低下した。再冠水過程中期以降(
200S)になると、低出力条件で炉心での発生上記量は減少し、そのため熱伝達率は大きく、クエンチ点は急速に進行した。以上の出力効果は、米国で行われたFLECHT-SET試験の出力効果と一致した。
村尾 良夫; 須藤 高史; 秋本 肇; 井口 正; 杉本 純; 藤木 和男; 平野 見明
JAERI-M 82-073, 31 Pages, 1982/07
55年度に行われた大型再冠水円筒炉心第1次炉心試験のうち、次の試験についての結果を述べた。(1)多次元効果試験(2)評価モデル試験(3)FLECHT結合試験(1)について・は,炉心熱水力挙動の一次元性について検討した。(2)については、評価モデルコードによる計算結果との比較、又、(3)については,対応するFLECHT-SET実(Run2714B)との比較を行った。
