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論文

Experimental and analytical studies on creep failure of reactor coolant piping

前田 章雄; 丸山 結; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 中村 尚彦; 日高 昭秀; 杉本 純

JAERI-Conf 99-005, p.165 - 170, 1999/07

シビアアクシデント時には炉心から放出されたFPが一次系へ移行し配管へ沈着する。沈着したFPの崩壊熱や炉心で発生した高温ガスの流入等により配管が高温に加熱され、配管の健全性が損なわれることが懸念される。日本原子力研究所では、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。現在までに口径や材質を変えた7回の破損試験を実施している。外径約11cmの原子力用SUS316配管を用いて内圧15MPaで実施した試験では、970$$^{circ}$$Cにて温度を保持した。温度保持中は急激な配管外径の増加が観測され、温度保持後1時間で破損した。試験後には、3次クリープを含む改良$$theta$$法を用いた解析を実施した。2次元解析の結果は、配管外径の膨張履歴や試験後の外径と肉厚を良好に再現した。また、3次元モデルによる解析結果も含め、破損時刻を良好に再現した。

論文

Vapor condensation and thermophoretic aerosol deposition of cesium iodide in horizontal thermal gradient pipes

丸山 結; 柴崎 博晶*; 五十嵐 実*; 前田 章雄; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純; 橋本 和一郎*; 中村 尚彦*

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(5), p.433 - 442, 1999/05

 被引用回数:9 パーセンタイル:58.21(Nuclear Science & Technology)

原研の配管信頼性実証試験(WIND)計画において、軽水炉のシビアアクシデント時における原子炉冷却系配管内壁へのエアロゾル沈着挙動を明らかにするためにエアロゾル沈着試験を実施した。本試験では、水平直管から成る長さ2m及び内径約0.1mの試験部にヨウ化セシウムエアロゾルを導入した。高温の過熱蒸気雰囲気下においてもヨウ化セシウムの著しい分解は観測されなかった。本試験及びWINDFLOWコードを用いた熱流動解析の比較から、ヨウ化セシウムの空間沈着分布が自然対流に起因する二次流れの形成に強く影響されることが明らかとなった。主要沈着メカニズムは、エアロゾル搬送気体、試験部内壁の温度及び両温度の差に依存するヨウ化セシウム蒸気の凝縮及びエアロゾルの熱泳動であると評価した。

論文

Creep analysis of piping with elevated internal pressure and temperature

前田 章雄; 丸山 結; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純; 中村 尚彦*

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00

シビアアクシデント時には炉心から放出されたFPが一次系へ移行し配管へ沈着する。沈着したFPの崩壊熱や炉心で発生した高温ガスの流入等により配管が高温に加熱され、配管の健全性が損なわれることが懸念される。日本原子力研究所では、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。外径約11cmの原子力用SUS316配管を用いて内圧15MPaで実施した試験では、970$$^{circ}$$Cにて温度を保持した。温度保持後約1時間で配管は破損した。試験後には、3次クリープを含む改良$$theta$$法を用いたクリープ解析を実施した。2次元解析の結果は、配管外径の膨張履歴や試験後の外径と肉厚を良好に再現した。また、破損時刻を試験結果と比較すると、2次元解析は50分で幾分短め、3次元解析は109分で長めとなったが、破損時刻予測式の誤差範囲内であった。

論文

Specimen tensile and piping failure tests under LWR severe accident conditions

原田 雄平; 前田 章雄; 丸山 結; 柴崎 博晶*; 中村 尚彦*; 五十嵐 実*; 日高 昭秀; 杉本 純

Proc. of 1998 ASME/JSME Joint Pressure Vessels and Piping Conf., 362, p.139 - 145, 1998/00

シビアアクシデント条件下での軽水炉配管の耐性を実証するためにWIND計画が実施されている。4種類の配管材料(原子力用SUS316,SUS316,CF8M,STS410)の高温引張試験を実施して、各材料間の高温強度と延性を明らかにした。配管破損試験(内圧:5~15MPa)を実施して、これらの配管の変形及び破損条件を明らかにした。試験片による引張試験結果と配管破損試験結果と比較することにより、配管の変形量(外径の膨れ、肉厚の減少)は試験片の延性と定性的に一致した。配管の破損温度における内圧による周方向応力は、各材料の降伏強さと良く一致した。これらの配管の破損挙動は製造方法による化学成分及び微細構造に起因する材料特性の違いに影響される。

論文

Deposition of cesium iodide aerosol in horizontal straight pipes under severe accident conditions

五十嵐 実*; 丸山 結; 前田 章雄; 橋本 和一郎*; 中村 尚彦*; 日高 昭秀; 原田 雄平; 杉本 純

Proc. of 5th Int. Conf. on Nucl. Eng. (ICONE-5), p.1 - 8, 1997/00

シビアアクシデント時におけるエアロゾルの挙動を評価するため、WIND計画では配管内エアロゾル挙動試験を実施している。試験は配管温度勾配、流量及びキャリアガス種をパラメータとして5ケース実施した。すべてのケースにおいて、エアロゾルはガス温度が配管温度を上回る配管中央部以降から沈着している。主要な沈着機構は凝縮と熱泳動である。低流量ケースの場合は、配管内自然対流に起因する二次流れの影響で、配管上部が下部よりも温度勾配が急になり熱泳動による沈着が天井部では床部よりも増加した。一方、高流量ケースの場合は乱流の効果によりガスの混合が促進され温度分布の均一化が生じたために熱泳動力に差がつかなかった。キャリアガスに水蒸気を使用したケースでは床への顕著な沈着が見られた。使用した水蒸気は過熱蒸気なので凝縮による粒子成長の影響はない。今後は過熱蒸気中の粒子成長機構を解明する必要がある。

論文

Thermal and structural responses of reactor piping under elevated temperature and pressure conditions

前田 章雄; 丸山 結; 中村 尚彦*; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎*; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純

Proc. of 5th Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE-5), p.1 - 8, 1997/00

日本原子力研究所では、高温・高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。試験部配管は窒素ガスにて加圧、中央部を内部ヒータにより部分的に加熱している。試験では、配管内部の自然対流効果により内圧の違いが温度分布に大きく影響すること、及び内圧荷重による歪みに加え、熱応力に起因する歪みが配管外表面に生じることが示された。配管の膨れと破損を観測する試験も実施した。破損は1000$$^{circ}$$C以上の高温で生じており、その破損メカニズムはクリープによるものと考えられる。試験と並行して汎用有限要素法コードABAQUSを用いた試験後解析も実施している。弾塑性解析では配管中央上部の外表面軸方向歪みは良く一致するが、周方向歪みを過大評価する結果となった。クリープ解析では量的には異なるものの、質的には配管変形を良く再現することができた。

論文

Three-dimensional analysis on thermo-fluiddynamics in piping with WINDFLOW

丸山 結; 五十嵐 実; 中村 尚彦; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純; 中島 研吾*

JAERI-memo 08-127, p.233 - 238, 1996/06

WINDFLOWコードは、圧縮性粘性流体を対象とした3次元熱流動解析コードである。本コードでは、三角形及び四角形セルにより流路断面を分割できるハイブリッド格子を採用している。WINDFLOWを配管信頼性実証試験(WIND)計画で実施した配管内熱流動試験の解析に適用した。本実験では、アルゴンガスを温度勾配を持つ水平配管内に1.0~7.1Ne/秒の体積流量で供給し、気体の温度分布を測定した。解析の結果、自然対流に起因する配管断面2次流れの形成が予測された。また配管壁近傍において急峻な温度勾配が形成され得ることが判明した。実験との比較では、軸方向温度分布に関しては差異が見られたが、半径方向温度分布については、定性的に実験結果を再現することができた。今後、乱流モデル、配管構造材内熱伝導モデル等を加える計画である。

論文

WIND project tests and analysis on the integrity of small size pipe under severe accident condition

中村 尚彦; 橋本 和一郎; 丸山 結; 五十嵐 実*; 日高 昭秀; 杉本 純

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 3, p.199 - 203, 1996/00

シビアアクシデント時に炉心から放出されたFPが一次系へ移行し配管へ沈着する。その沈着したFPの崩壊熱および炉心からの自然対流等により配管が高温に加熱され配管の健全性が損なわれることが懸念される。配管信頼性実証試験(WIND)計画では、この配管内のFP挙動および配管にかかる高温、高圧条件下での配管の健全性を評価するために実施している計画である。本解析では、汎用有限要素法コードABAQUSを使用し、WIND計画における配管高温負荷試験の配管局所加熱スコーピング試験の試験解析を実施した。この配管局所加熱スコーピング試験では、小径配管を試験対象配管として内圧最大10MPa、配管局所加熱部温度を500$$^{circ}$$Cまで昇温保持し、その時の配管温度分布おび歪みデータを測定した。この試験解析では、熱伝導解析により配管温度分布、弾塑性解析により歪みを計算し試験結果と解析結果の比較検討を行った。

論文

Three-dimensional thermo-fluiddynamic analysis of gas flow in straight piping with WINDFLOW code

丸山 結; 五十嵐 実*; 中村 尚彦; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純; 中島 研吾*

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.997 - 1008, 1996/00

軽水炉のシビアアクシデント時には、炉心から放出されるFPの多くはエアロゾルの形態で炉冷却系配管を移行する。エアロゾル挙動は配管内流体の熱流動挙動に強く依存することから、原研では配管信頼性実証試験(WIND)計画の配管内エアロゾル挙動試験の一部として配管内熱流動試験を実施するとともに、配管内3次元熱流動解析コードWINDFLOWの開発を進めている。WINDFLOWと熱流動試験の試験後解析に適用した。1000~300$$^{circ}$$Cの軸方向温度勾配を有する配管内に供給する気体(Ar)流量が異なる全解析ケースで自然対流に起因する2次流れの形成が予測された。また、2次流れと気相内熱伝導の影響により、試験配管出口近傍の配管天井部において急峻な温度勾配が形成され得ることが確認できた。気相内温度分布の実験と解析の比較から、WINDFLOWは径方向の気相温度分布と定性的に再現すること、軸方向の温度低下を過小評価することが明らかとなった。

論文

Experimental study on aerosol deposition in horizontal straight piping

丸山 結; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 中村 尚彦*; 日高 昭秀; 杉本 純

Transactions of the American Nuclear Society, 75, p.273 - 274, 1996/00

軽水炉のシビアアクシデント時には、原子炉冷却系配管内におけるエアロゾルの沈着挙動が、ソースターム及び配管の構造健全性に多大な影響を及ぼす。原研では、水平直管内におけるCsIエアロゾルの沈着特性を明らかにするために、配管信頼性実証試験(WIND)計画の中でエアロゾル沈着試験を実施している。長さ2m、内径約10cmの配管を用いて、これまでに3回の試験を実施した。試験の結果から、配管内を流れる気体の流動状態がエアロゾル沈着特性に強く影響することが明らかとなった。流れの状態が層流で、気体温度が配管壁温度を上回る場合には、熱泳動により配管天井部により多くのエアロゾルが沈着すること、一方乱流の場合には、気体の十分な混合により、ほぼ均一に沈着するという結果が得られた。

論文

Three-dimensional thermo-fluiddynamic analysis of gas flow in hot leg with fission product deposition

丸山 結; 五十嵐 実*; 中村 尚彦; 橋本 和一郎; 杉本 純

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1247 - 1251, 1995/00

原子炉配管内における熱流動挙動は、FPの挙動及び構造健全性に多大な影響を及ぼす。原研では、配管信頼性実証試験(WIND)計画の中でPWRホットレグ内における熱流動解析を実施している。本解析では、ホットレグ内壁に沈着したFPから放出される崩壊熱及びホットレグ入口における流体速という2つのパラメータの影響を調べた。両パラメータの流体温度の軸方向分布には大きな影響を与えたが、ホットレグ断面の流動パターンにはあまり影響しなかった。ホットレグ内流体の対流(中心部で上昇流、内壁に沿った下降流)の形成が予測された。熱流動挙動が及ぼすFPエアロゾル沈着及び配管の構造健全性への影響を考察した。

論文

Analysis of reactor piping behavior against thermal loads during severe accident

橋本 和一郎; 中村 尚彦; 五十嵐 実*; 丸山 結; 杉本 純

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1241 - 1246, 1995/00

シビアアクシデント時に炉心から放出されるFPが配管へ沈着する場合、FPの崩壊熱により配管への高温負荷が生じる。そこでFPの崩壊熱等による局所的高温負荷に対する配管構造の挙動に関する知見を得ることを目的に、汎用有限要素法構造解析コードABAQUSを用いた解析を実施した。解析の結果から、シビアアクシデント条件下では、配管曲がり部に局所的にFPが沈着した場合、FPの崩壊熱が局所的高温負荷をもたらし、これが配管に高応力を生じさせること、及び配管拘束条件が配管の変形挙動に大きな影響を及ぼすことを明らかにした。

口頭

研究炉(JRR-4)における医療照射の実施体制と運用

山下 清信; 堀 直彦; 岸 敏明; 中村 剛実; 熊田 博明

no journal, , 

原子力機構の研究用原子炉、JRR-4を使ってホウ素中性子捕捉療法の臨床研究が行われている。平成17年度内に京都大学研究用原子炉KURが休止し、JRR-4は国内唯一のBNCT施設となる。これを受けKURを使用していた研究グループがJRR-4を利用することから、医療照射が増大することが考えられる。また近年では、脳腫瘍,悪性黒色腫以外のガン(頭頚部ガン,肝癌)への適用拡大も開始されており、これらのJRR-4で経験のない部位への照射に対応するための技術開発と体制の整備を進めている。これらの状況に対応するために整備した照射技術と実施体制等について報告を行う。

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