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報告書

ナトリウム洗浄処理技術に関する経験・知見の整理

吉田 英一; 平川 康; 谷田部 敏男

JAEA-Technology 2012-033, 177 Pages, 2012/11

JAEA-Technology-2012-033.pdf:17.98MB

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、これまでにナトリウム冷却型高速炉の研究開発に向けて、ナトリウム機器や装置の開発、ナトリウム環境評価法の開発、構造健全性評価及びナトリウム取扱技術の開発等のためにナトリウムを使用した試験装置等を設計・製作して種々の研究開発試験が行われてきた。これまでに所期の目的を達成された多くのナトリウム設備や機器は順次解体・撤去され、ナトリウム洗浄処理技術に関する多くの経験・知見が蓄積されてきた。これらを今後のナトリウム試験設備の保守・補修、改修等の計画策定や安全な作業実施及び次世代炉の研究開発に活用していくために、これまでに実施されてきたナトリウム洗浄処理技術に関する経験や知見を横断的に整理・評価するとともに、技術ポイントの提言をまとめた。

報告書

ナトリウム-水反応ジェットの熱流動特性; 温度分布特性に及ぼすカバーガス圧力の影響

二神 敏; 栗原 成計; 谷田部 敏男

JNC TN9400 2005-042, 82 Pages, 2005/08

JNC-TN9400-2005-042.pdf:10.42MB

機構論的なSG水リーク事象評価手法を確立するための基礎試験として、隣接伝熱管群を配置しない状態の静止ナトリウム中に水蒸気を噴出するフリージェット試験(Run-FJシリーズ)を実施し、温度分布を詳細に計測すると共に、これに及ぼすカバーガス圧力の影響を評価した。試験パラメータとしては、カバーガス圧力を2ケース(Run-FJ-1: 0.5MPa[gauge]、Run-FJ-2: 0.05MPa[gauge])選定し、注水率は中リーク規模の約0.2kg/secとした。本試験研究により、ナトリウム-水反応ジェットに関して、以下の結論を得た。(1)温度振動強度分布から反応ジェットの相状態を推定すると、気相が多く存在すると考えられる領域では高振動となり、ボイド計の出力分布の傾向とおおよそ一致する。このことは、高振動域で熱伝達率が低くなっている理由が、気相の影響であることを示唆している。(2)反応ジェットの温度分布は、同様の注水率で伝熱管群の存在したRun-HT-1と比較して、Run-FJ-1、Run-FJ-2共に高温域が狭い。また、Run-FJ-1とRun-FJ-2を比較すると、圧力条件の違いにより温度分布に有意な差があり、高温域の幅は大差ないが、長さはRun-FJ-1で約25cm、Run-FJ-2で約50cmと低圧力条件の方が長くなった。(3)反応ジェットの温度分布は、カバーガス圧力の影響を受ける。これは、反応ジェット上流は、噴流の特徴を有する流動状態となるが、下流では、反応生成物である水素の挙動が支配的となるためと考えられる。(4)反応ジェットの最高温度は、Run-FJ-1で1048$$^{circ}C$$、Run-FJ-2で979$$^{circ}C$$であり、カバーガス圧力の影響を受ける。これは、カバーガス圧力が高くなると液相ナトリウムの沸点が上昇することが影響していると考えられる。また、最高温度が気相温度に起因する場合は、気相が圧力により変化することが影響すると考えられる。

報告書

蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT-3); Run-1及びRun-2試験結果

栗原 成計; 谷田部 敏男; 廣井 博; 田辺 裕美

JNC TN9400 2003-060, 236 Pages, 2003/07

JNC-TN9400-2003-060.pdf:7.91MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」の大リーク・ナトリウム-水反応事故に対する安全設計データ及び安全解析コード検証用データを得るため、動燃大洗工学センターにおいて、SWAT-1試験装置、SWAT-3試験装置を用いて試験が行われた。本報告書はSWAT-3で実施された第1回および第2回大リーク・ナトリウム-水反応試験(Run-1およびRun-2)において得られたデータをとりまとめたものである。Run-1およびRun-2で使用された内部構造物は、東芝/IHIで設計製作されたものである。また、放出系配管取付位置は蒸発器頂部である。Run-1およびRun-2の注水率はそれぞれ6.7kg/sおよび14.2(初期)$$sim$$9.7kg/sであり、これはIso-velocity modelによれば、伝熱管3.3本および7.1(初期)$$sim$$4.8本破断に相当する試験規模であった。試験においては、圧力、ひずみ、温度、液面、ボイド、配管反力、加速度、変位および流量等が計測された。Run-1およびRun-2の初期スパイク圧力は、注水点近傍でそれぞれ1.13MPaおよび2.62MPaであり、準定常圧力の最大値はRun-1およびRun-2において0.49MPaおよび0.67MPaであった。伝熱管の二次破損はなかった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後1.1および0.7秒に破裂し、放出系の作動は概ね良好であったものの実機に反映すべき改善点も明らかになった。

報告書

伝熱管破損伝播評価用ブローダウン解析コード(LEAP-BLOW)の開発; ナトリウム-水反応試験(SWAT-1R)による検証

實 晃司; 小野 功*; 川田 耕嗣; 栗原 成計; 谷田部 敏男

JNC TN9400 2003-062, 84 Pages, 2003/06

JNC-TN9400-2003-062.pdf:1.29MB

高速増殖炉の蒸気発生器(以下SG)におけるナトリウム-水反応時の伝熱管の設計基準水リーク(以下DBL)の選定は、プラントの安全性、経済性等に影響を及ぼす重要事項の一つである。現在計画している大型炉用SGのDBL選定に当たっては、ナトリウム-水反応事象を高精度で合理的に評価するための計算モデルの確立が必要不可欠となる。大型炉用SGにおいては、近年の設計進捗に伴い、さらに評価手法の高度化が要求されており、高度化の一環として高温ラプチャ型破損伝播事象に対しても検討の必要性が示されている。高温ラプチャ挙動は、伝熱管内の水蒸気条件に大きく影響されることから、その評価手法の開発が重要な要求事項となっている。本書は、伝熱管破損伝播解析コードとして開発したブローダウン解析コード(LEAP-BLOW)について、ナトリウム-水反応試験装置(SWAT-1R)の試験データにより検証した結果を報告するものである。本検証解析により、以下の結果と検討課題が得られた。(1)SWAT-1R体系において、注水率が約160g/s$$sim$$約540g/s間については、LEAP-BLOWによる圧力解析は実測値とのよい一致を示し、さらに実測値に対し小笠原モデルがより近い値を示した。(2)注水開始後約10秒以降の定常的な注水率の評価については、LEAP-BLOWによる注水率解析は模擬されており、小笠原モデルのほうが実測値に対し、より近い値を示した。(3)注水率の大きいHT-3試験における圧力解析結果については、Moody及び小笠原モデルの臨界流モデルにおいて実測値より若干低めに評価していることから、これらについて今後検討する必要がある。(4)注水率解析には、水加熱器出口配管部における注水開始直後での注水率のピーク形成及び左記ピークの時間遅れと考えられる約2秒以降の注水ノズル部でのピーク形成がみられるが、前者のピーク値は実測値に対し過大評価と考えられることから、今後検討が必要である。(5)Moody及び小笠原モデルの臨界流モデルにおける注水ノズル部での注水率解析結果は、実測値に対し、高めに評価する傾向を示すことから、上記(4)と合わせて今後検討する必要がある。

報告書

高信頼性2重管蒸気発生器の開発 - DNB試験データ集 -

木曽原 直之; 仲井 悟; 佐藤 博之; 谷田部 敏男

JNC TN9450 2001-004, 136 Pages, 2001/01

JNC-TN9450-2001-004.pdf:3.28MB

本報告書は1MWt小型2重管型蒸気発生器試験装置(2重管SG小型モデル)で実施されたDNB(Departure from Nucleate Boiling)試験のデータ集である。生データとしてはDNB点およびその上下のナトリウム温度と外管内部温度を記載した。 さらに、今後のDNB温度振動特性評価に用いることができるように、温度振動生データからノイズ除去を行い、逆熱伝導解析により算出した内管内壁温度振動も記載した。また、伝熱管水側流量などの試験パラメータがDNB領域長さへ及ぼす影響についての観点からの整理も行った。試験データはすべて小型蒸気発生器試験施設に設置されたデータ収録装置を用いて記録した。本データ集の内容は以下のとおりである。 (1)試験装置、試験方法および試験条件(2)DNB領域長さ(3)DNB温度振動生データ(ナトリウム温度と外管内部温度)(4)DNB温度振動スペクトル解析(5)た内管内壁温度振動生データ(逆熱伝導解析による計算値)

報告書

高信頼性2重管蒸気発生器の開発; 高質量流速域における伝熱流動試験

木曽原 直之; 仲井 悟; 佐藤 博之; 谷田部 敏男

JNC TN9400 2001-093, 88 Pages, 2001/01

JNC-TN9400-2001-093.pdf:2.35MB

2重管蒸気発生器(SG)小型モデルは2次系削除プラントを成立させるために、伝熱特性、流動不安定発生特性、DNB(Departure from Nucleate Boiling)温度振動およびリーク検出性能等を評価することを目的としている。本報告書では伝熱管水側にプラグを施すことにより、高質量流速条件(約400$$sim$$900Kg/m$$^{2}$$sec)で実施した試験結果の伝熱特性および流動不安定特性を評価したものである。伝熱特性試験評価 ナトリウム側、水・蒸気側各領域の伝熱相関式およびDNBクォリティ相関式の評価を行い、その結果を以下に示す。なお、定格条件においては、プラグ施行による伝熱管熱膨張差に起因する座屈の可能性およびナトリウム側の不均一な温度分布は生じなかった。1.ナトリウム側熱伝達率はプラグ前後で大きな変化は生じず、Graber-Riegerの式が最も実験値に近い。2.DNBクォリティは高質量流速域においても低質量流速域と同じ傾向であり、 kon'Kovの式が最も実験値に近く、$$pm$$約20%で一致した。3.水単相の伝熱相関式は、 高質量流速域においてDittus-Boelterの式と$$pm$$約20%で一致するが、 低質量流速域では実験値より大きい値を示す。域では実験値より大きい値を示す。4.核沸騰域の試験データは、高質量流速域においても低質量流速域と同様に大きくばらついており、伝熱相関式の導出は困難である。Jens-LottersまたはThomasの式が他の相関式に比べて比較的近いオーダーを示す。5.膜沸騰域については試験データは多少ばらついているが、既存の相関式の中では修正Tongの式が比較的実験値に近い。6.過熱域の伝熱相関式は、高質量流速域ではBishopの式が$$pm$$20%で一致するが、低質量流速域では実験値より大きい値を示す。 7.通常運転時において各伝熱管の出口蒸気温度差は、高質量流速域においても低質量流速域と同様に許容される熱膨張差から算出した制限値より小さく、伝熱管の温度差による伝熱管および管-管板接続部における健全性は確保される見通しである。 {流動不安定発生特性試験評価}2重管SG小型モデルの低質量流速試験から既に1)ナトリウム出入口温度差、2)蒸気乾き度、3)オリフィス係数および 4)蒸気圧力等に着目した種々の安定限界判別式が導出されているが、これらは今回の高質量流速域..

報告書

50MW蒸気発生器試験施設の解体撤去; 補助冷却装置の解体撤去工事

永井 桂一; 谷田部 敏男

PNC TN9440 98-002, 62 Pages, 1998/02

PNC-TN9440-98-002.pdf:4.7MB

本資料は、平成9年1月から3月にかけて実施した50MW蒸気発生正器試験施設内の補助冷却装置(AGS)の解体撤去に関し、工事内容や安全対策及びナトリウム洗浄処理の内容等についてまとめたものである。本工事で得られた知見や経験等は、今後実施されるナトリウム機器等の解体撤去や高所作業を有する類似工事等の立案、計画及び実際の工事管理等に充分役立つものと考えられる。

報告書

高信頼性2重管蒸気発生器の開発(その9) -第I期熱流動試験およびDNB予備試験-

大平 博昭; 谷田部 敏男; 佐藤 博之; 仲井 悟

PNC TN9410 92-109, 71 Pages, 1992/04

PNC-TN9410-92-109.pdf:3.08MB

2重蒸気発生器小型モデル試験では、2次系削除プラントに設置されるSGの開発を目標として、DNB点の温度振動や不安定発生時における構造健全性、およびリーク検出性能等を評価することを目的としている。これらの評価の際に基礎となる蒸気発生器の伝熱流動の基本特性を明らかにするため、計装系の校正、ギャップコンダクタンスの評価、伝熱性能試験およびDNB予備試験を実施した。本報告では、国内で初めて採取された2重管蒸気発生器の試験結果を広く検討するため、試験結果、その評価法及び評価を取りまとめたものである。現状までに得られた結論として、以下のことが言える。1) 本小型モデルは、蒸気発生器としての充分な熱的性能を有している。2) 蒸気発生器特性評価のための伝熱流動に関する各種データの採取が可能である。3) 低負荷時における熱的性能評価法の検討が必要である。4) DNB振動に対する伝熱管構造健全性成立の見通しを得た。今後、試験の継続、試験結果の評価を行ない、1次系設置用蒸気発生器としてのその評価を行う。

報告書

高速増殖炉技術読本

前田 清彦; 横内 洋二; 飯沢 克幸*; 青木 昌典; 青山 卓史; 大谷 暢夫; 谷田部 敏男

PNC TN9520 91-006, 861 Pages, 1991/07

PNC-TN9520-91-006.pdf:23.29MB

要旨なし

報告書

1MW蒸気発生器試験施設第2次IMW蒸気発生器運転報告書(I)

保田 仁司*; 中山 憲太郎*; 山田 栄吉*; 平野 晴義*; 泉 嘉郎*; 土屋毎 雄*; 谷田部 敏男

PNC TN941 74-47, 177 Pages, 1974/08

PNC-TN941-74-47.pdf:4.31MB

期間1972年5月1日$$sim$$1974年6月30日▲目的第2次1MW蒸気発生器試験の運転経過,およびその過程で経験した問題点についての概要をまとめ今後の参考に供する。▲要旨第1次SG試験(1971年6月$$sim$$1972年4月)に引き続いて種々の改造をほどこしたSGを用いての第2次試験を1973年1月より開始した。これは1MW規模でのさらに精度の高い諸性能データを得ると同時に運転・操作等についての問題点を見極めようとの目的で行われたものであるが1974年6月末に一応の目的を達成して運転を停止した。この1年6ケ月の経過は次の通りであった。▲1)1973年1月$$sim$$4月;機器,計器調整運転およびNa純化運転▲2)4月$$sim$$7月;第2回水の小リーク事故発生に伴なう諸検査,解体・補修工事▲3)7月$$sim$$11月;Na純化運転,Na純化系ライン閉塞に伴なう諸作業▲4)11月$$sim$$3月;第2回水の小リーク事故発生に伴なう諸検査,解体補修工事▲5)1974年3月$$sim$$6月;静特性,動特性,最低負荷,不安定現象等の各性能試験▲これらの運転の過程で2回にわたる水の小リーク事故,Naラインの閉塞,SGのNaによる洗浄等のSGあるいはNaループに特有な多くの問題についての貴重な経験を得ることができ諸性能試験のデータとあわせて今後のSG開発に対する大きな成果を得ることができた。▲

論文

Sodium removal by alcohol process - Basic test and its application-

仲井 悟; 山本 晋平; 谷田部 敏男

Technical committee meeting on "Sodium removal and disposal from LMFR's in normal operartion and in, , 

ナトリウムに浸漬した材料試験片や再使用機器のアルコール洗浄法を適用する場合の課題であるクレビス部の洗浄性確認と導電率計測によるナトリウム溶解量の監視及び連続モニタリング法としての成立性の検討を行った。その結果,アルコール洗浄がクレビス部に対しても洗浄性を有することを確認した,また,アルコールの温度と電気伝導度を計測し,温度補正した伝導度をモニタする方法を用いれば,洗浄の進展度合や終了判定が正しくできることを見いだした。

口頭

IFMIF/EVEDAリチウム試験ループ設計

井田 瑞穂; 吉田 英一; 中村 博雄; 平川 康; 谷田部 敏男; 堀池 寛*; 近藤 浩夫*; 山岡 信夫*

no journal, , 

EVEDAではリチウム試験ループを2010年度に建設し、実機ターゲット流れを模擬した高速リチウム流の流体的安定性と装置全体の長時間安定性を中心とした実証運転試験を実施する。これまで実施した水/リチウム流実験及び流体解析により、二段絞りノズルが高速一様流を安定して生成すること、それより下流の流速分布は凹面壁曲率と流れ厚さ方向の位置に依存すること、側壁付近の自由表面上の航跡の範囲が流速に依存することが判明した。これに基づき、リチウム試験ループの設計を、実機と同一の最高流速20m/s,流れ厚さ2.5cmとし、二段絞りノズルによる縮流及び凹面壁曲率も実機と同一とした。航跡の範囲3cmを除けば流れは幅方向の位置には依存しないので、流れ幅については実機26cmに対して約1/3の10cmとした。別途開発される流体計測装置、リチウム中不純物(O, N, H等)の除去装置の実証試験も含めて、本ループを用いた実証試験を2012年度まで実施する。

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