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佐川 淳; 森山 清史; 錦沢 友俊; 中村 秀夫
JAEA-Technology 2008-059, 43 Pages, 2008/09
JAEA-Technology-2008-059.pdf:8.45MB
水溶液のpHやイオン濃度等を測定するための電気化学プローブは、一般的に非常に出力インピーダンスの高いセンサであり、その信号をデータ収録装置等の一般的な計測器により測定するためには、超高インピーダンスのプローブ出力を低インピーダンスに変換するためのインピーダンス変換用アンプが必要である。このような電気化学プローブに対しては専用の計測器が市販されているが、多チャンネルの時系列計測に適するものは市販品にほとんどない。そこで、このような用途に使用できる超高入力インピーダンス低オフセットアンプを設計・製作した。本アンプの概略仕様は、入力インピーダンス10G
以上,入力電圧範囲
1V,ゲイン1
20,応答時間約1s,出力電圧10V,出力インピーダンス50,独立チャンネル数5chである。本報告書はこのアンプに関する独自の回路設計と実装にあたっての部品構成,作成した回路の特性試験結果、及び、製作方法等をまとめたものである。
宇佐美 力; 森山 清史; 錦沢 友俊; 中村 秀夫
JAERI-Tech 2005-028, 37 Pages, 2005/05
JAERI-Tech-2005-028.pdf:16.32MB
軽水炉シビアアクシデント時に炉心溶融物と冷却水の接触により発生する水蒸気爆発は、格納容器破損をもたらし得る現象の一つとして、安全研究上の課題とされてきた。水蒸気爆発の規模を予測するためには、初期条件となる高温液体の水中での混合状態に関する理解が必要だが、実験でそれを観察する場合には、発生した蒸気泡等のために可視光による観察が難しい。これを観察するためにはX線による透過撮影が適していると考えられる。そこで、撮像速度4500コマ/秒のイメージ・インテンシファイア付き高速度ビデオカメラと、CdWO
単結晶,ZnS(Ag),CsI(Tl)の3種類のシンチレータ(蛍光板)を用いた高速度X線撮影法について実験により検討した。被写体は水槽中に置いた金属物体及び気泡である。実験の結果、3種類のシンチレータのうち、CsI(Tl)により最も良好な画像が得られ、4500コマ/秒の高速撮影ができることを確認した。しかし、撮影した画像を1コマ抜き出した静止画ではノイズが大きくなり、画像が不鮮明になった。
柴本 泰照; 与能本 泰介; 中村 秀夫; 錦沢 友俊
Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.210 - 214, 2004/11
沸騰伝熱に対する放射線誘起表面活性(RISA)の効果を検証するため、原研JMTRを用いた炉内複合照射環境下での限界熱流束(CHF)試験を計画している。試験部には直径2-mmの小口径管を採用し、伝熱面積を減ずることによって比較的低出力でCHF相当の熱流束を達成した。本試験範囲は高クオリティ下の液膜ドライアウト型CHFに分類される。計画中の炉内実験の実現可能性を確認するために、モックアップ装置を製作して炉外予備実験を行った。幾つかの技術的課題に遭遇したが、設計を改良することでそれらを解決し、安定定常二相流条件下でのCHFデータを得ることができた。得られたデータは炉内実験のデータとの比較に使用される。
与能本 泰介; 斎藤 誠之*; 黒田 猛*; 安濃田 良成; 久木田 豊; 大木 友三郎; 伊藤 秀雄; 大崎 秀機; 大和田 孝雄; 錦沢 友俊; et al.
JAERI-M 94-069, 145 Pages, 1994/03
本報は、1992年9月17日にROSA-IV LSTF装置を用いた行った重力駆動安全注入実験のデータをまとめたものである。この実験は加圧水型原子炉(PWR)小破断冷却材喪失事故時における重力駆動安全注入系の熱水力挙動を検討するために行なわれたものである。実験で使用した注入系は炉容器の上部に置かれたタンクと一次系に対する注入及び均圧のための配管系で構成されており、初期状態では加圧器と同圧の常温水をタンク内に保有している。実験では破断の開始と同時に注水及び均圧配管の弁を開放した。この直後にタンクとこれらの配管において自然循環が生じ、コールドレグからの高温水の流入によりタンク内に温度成層が形成された。この温度成層のため、タンク水位が低下する時、安全注入に悪影響を与える蒸気と常温水の直接接触による凝縮減圧は発生しなかった。
久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.
JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01
本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。