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熊井 敏夫; 篠津 和夫*; 坂本 正誠; 高橋 秀武
JAERI-M 87-006, 19 Pages, 1987/02
本報告は、JRR-3改造炉に設置される冷中性子源装置で、核加熱等による水素系はの入熱を除去するサ-モサイフォンの熱輸送特性を把握する為に行なったサ-モサイフォン実験について述べたものである。本稿ではガラス製の実験装置を用いた、実験・観察に基づくフロン113流体の流動状況、フラッデング現象及びコンデンサにおける凝縮状況について述べた。さらにフラッデング臨界入力については、単管の場合はWallisの相関式で C=0.9とした時の値に合致している事、二重管の場合は、単管の場合より約200W大きくなることを述べた。
鈴木 正年; 高橋 秀武; 金田 義郎; 市原 正弘; 熊井 敏夫; 大友 昭敏; 篠津 和夫; 坂本 正誠; 宮本 和千代*
JAERI-M 85-003, 14 Pages, 1985/02
改造3号炉に設置を計画している中性子導管に使用する、ガラス板にニッケルを蒸着した鏡面のガンマ線照射効果を、目視観察、平滑度測定、X線回折で調べた。空気中の照射では10
rad照射で表面に座点があらわれ、10
radではX線回折像にニッケル以外の回折像が見られる。一方真空、ヘリウム雰囲気中では10rad照射でも大きな影響はみられない。
篠津 和夫; 井川 博雅; 安藤 弘栄; 数土 幸夫; 大西 信秋
JAERI-M 84-238, 69 Pages, 1985/01
本報告は、研究用原子炉の熱水力解析をするために開発されたCOOLODコードを用いて行ったJRR-3改造炉の炉心定常熱水力計算、およびその熱水力特性の評価結果について述べたものである。本稿では、定常熱水力計算について沸騰開始温度およびDNBRを検討し、これらの熱水力設計値が沸騰開始条件に対し十分な余裕があること、およびDNB開始条件に対して十分な余裕があることを示した。さらに、フォロワ型燃料要素においても同様な検討を行い、標準型燃料要素に比べてさらに安全余裕があることを示した。また、流路閉塞時の熱水力についても考察し、DNB条件に対してパラメータ計算を行いDNBRが1.5を下回る条件を明確にした。
数土 幸夫; 井川 博雅; 篠津 和夫*; 安藤 弘栄
JAERI-M 84-119, 108 Pages, 1984/06
本報は、熱出力20MWtのJRR-3改造炉の炉心熱水力・解析の基礎である炉心流動特性を、実規模ノモックアップ装置を用いて調べた実験結果と、その結果を基にし、JRR-3改造炉の定常運転時の炉心流量配分を確定した結果とについて述べたものである。定常運転時の炉心流量配分は、モックアップ装置とJRR-3改造炉とで若干異る寸法の効果を、実験結果を基に計算で補正し確定した。
数土 幸夫; 安藤 弘栄; 井川 博雅; 篠津 和夫*; 大西 信秋
JAERI-M 84-079, 141 Pages, 1984/05
本報は、熱出力20MWのJRR-3改造炉に関する熱水力特性の検討を踏まえた熱水力設計の基本的な考え方を述べたものである。熱水力特性の検討では、通常運転時の設計条件を充分満足することを確認すると同時に、運転字の異常な過渡変化及び事故時の安全余裕を評価するために必要な熱水量特性を検討した。
