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菊地 義弘*; 宮越 博幸; 上出 英樹
JNC TY9400 2001-021, 60 Pages, 2001/03
JNC-TY9400-2001-021.pdf:2.06MB
高速原型炉「もんじゅ」でのナトリウム漏洩を受けて、ナトリウム冷却高速炉の主配管内ナトリウム温度を監視するにあたり、これまで一般的に用いられてきた管内に熱伝対を挿入する方法に代わり、配管の外側から内部を測定する手法(熱伝導逆算法)について幾つかの検討がなされている。本報では、その手法として配管の外側に温度計を設置し、計算機を援用してナトリウム温度を外側から実時間で評定する計算機システムについて検討した結果を述べる。配管壁を模擬した厚さ10mmのステンレス鋼板に挟まれた幅20mmの平行平板板流路体系について、数値実験として 2次元非定常数値解析を行い流体内温度、ステンレス壁の内外面温度の時間変化を求めた。この外表面温度から熱伝導逆算法により流体温度を求めて数値実験結果と比較した。流体として水とナトリウムを用いた場合を比較し、ナトリウム体系への適用性を検討した。また、上記平行平板流路体系での水試験ならびに配管体系でのナトリウム試験を実施し、ノイズ等を含む実際のフィールドにおける測定データに基づいて熱伝導逆算法の適用性を検討した。以上の検討により熱伝導逆算法がナトリウム体系に対して優れた適用性をもつことを明らかにするとともに今後の課題を整理した。
菊地 義弘*
JNC TY9400 2001-001, 63 Pages, 2000/03
JNC-TY9400-2001-001.pdf:1.35MB
高速原型炉「もんじゅ」でのナトリウム漏洩を受けて、ナトリウム冷却高速炉の主配管内ナトリウム温度を監視するにあたり、これまで一般的に用いられてきた管内に熱電対を挿入する方法に代わり、配管の外側から内部温度を測定する手法について幾つかの検討がなされている。本報では、その手法として配管の外面に温度計を設置し計算機を援用してナトリウム温度を外面から実時間で標定する計測システムについて、平行平板体系を対象とした数値解析ならびに水試験によるデータを用いて検討した結果を述べる。配管を模擬した厚さ10mmの2枚のステンレス鋼板の間に高温の水を流下させ、過渡温度変化を与えた体系にて水試験を行った。同様な2次元体系についての解析として2次元非定常解析を層流条件で実施した。裏面温度の測定値から熱伝導逆計算法を用いて伝熱面温度を標定した。評定における熱伝達係数の設定の重要性が指摘された。また、ナトリウム体系での解析による評価を行った結果、水体系に比べ比較的容易に評定ができることがわかった。 本報告書は核燃料サイクル開発機構との共同研究において広島大学が実施した内容を報告するものである。
成合 英樹*; 杉山 憲一郎*; 片岡 勲*; 三島 嘉一郎*; 菊地 義弘*; 門出 政則*; 杉本 純; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 長坂 秀雄*; et al.
日本原子力学会誌, 39(9), p.739 - 752, 1997/00
被引用回数：1 パーセンタイル：10.53(Nuclear Science & Technology)シビアアクシデント時の熱流動は、冷却材喪失事故(LOCA)などに見られる蒸気・水二相流現象に比べ、炉心の大幅な損傷や溶融が伴うことから、溶融炉心と冷却材の相互作用、溶融炉心とコンクリートの反応、水蒸気雰囲気中での核分裂生成物(FP,Fission Product)ガスやエアロゾル、可燃性ガス(水素)の一次系や格納容器内での挙動など、一般に多成分・多相流が関与するとともに、現象として極めて複雑・多様であることに大きな特徴がある。本稿では、重要なシビアアクシデント過程、及び主要な熱流動挙動について概説するとともに、圧力容器内の蒸気爆発、格納容器内の蒸気爆発、エアロゾル挙動、及び解析コードについて、熱流動の観点から詳述している。
菊地 義弘*; 羽賀 一男
Nuclear Engineering and Design, 66(3), p.357 - 366, 1981/00
被引用回数：14 パーセンタイル：82.9(Nuclear Science & Technology)None
川口 修*; 福島 穣*; 寺垣 鉄雄*; 菊地 義弘*
PNC TN241 70-15, 55 Pages, 1970/03
本資料は,高速増殖炉開発本部安全性研究グループが,米国5社の1000MWe Followon Study(Task IおよびANL7520)における安全設計の考え方についてまとめたものである。安全設計の考え方から,記述された主な項目は次のとおりである。1.炉心設計 1)安全設計基準 2)反応度係数 3)過出力,ホットチャンネルファクター2.制御および保護系 1)制御棒の材質,駆動装置およびrod worth 2)反応度制御系のバックアップ 3)Core damageのprotection 3.Heat Transfer System 1)プール型かループ型かの判定基準 2)Piping system 3)Auxiliary cooling system 4.Containment design bascs 1)仮想事故のプロセス,(全および有効)エネルギ,圧力および温度等 2)原子炉まわりの耐衝撃性 3)Sodium ejection,sodium fire 4)仮想事故後のdecay heat除去 5)Meltthrough protection 6)Containment cooling system 7)Containment leakrate 8)Hazard analysis 9)耐震設計 5.Safety関係のR&D 6.General safety criteriaなお,General Electricのものには,Appendix「Local Fuel Failure and Damage Propagation」が添えてある。
菊地 義弘*
PNC TN241 70-01, 67 Pages, 1969/12
現在、高速増殖炉開発本部が建設を予定しているナトリウム過渡沸騰試験装置に関する問題点を解決するため、主に次の項目について調査した。(1)試験部を含む高温部の材料 ステンレススチール、ニッケル、Haynes25が用いられている。このうち、ステンレス スチールはhigh Crのものを用いる傾向にある。(2)測定器およびその取付方法 圧力変換器は、ピエゾ型、盃型を用いている。その取付方法は、溶接、ろう付、又はメカニカルシールであるが、各国とも工夫していることがうかがえた。熱電対の取付も溶接、ろう付、又はメカニカルシールであるが、トラブルがよくあるようだ。 沸騰検出器はacoustic methodが大部分を占めている。グルノーブルだけが、電磁流量計を用いている。ポイド率計は、今のところ電磁流量計を用いているが、放射線による方法も各国で開発計画をもっている。(3)高熱流束ヒーター 各国とも高速炉燃料ピンを模擬するために、高熱流束ヒーターを開発している。ドイツがelectron bombardment型を開発している以外は、抵抗加熱型である。一本のロッドヒーター実験をすでに経験したので、7本組、19本組、109本組クラスターヒーターでの実験を行ないつつある。
