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論文

Thermophysical properties of stainless steel containing 5 mass%B$$_{4}$$C in the solid phase

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Nuclear Technology, 205(9), p.1164 - 1174, 2019/09

This paper describes evaluation results of thermophysical properties of stainless steel (SS) containing 5 mass% boron carbide (B$$_{4}$$C) in its solid phase. First, the authors have synthesized SS-B$$_{4}$$C samples with emphasis on 5 mass%-B$$_{4}$$C and SS using a hot press method and then evaluated its homogeneity in several ways such as chemical composition analysis, metallographic structure observation, and micro X-ray diffraction (XRD). This study also evaluated the density, specific heat and thermal conductivity of the SS-B$$_{4}$$C sample and found that the density becomes lower and the temperature dependence of the density decreased as the temperature rose compared to that of grade type 316L stainless steel (SS316L) used as a reactor material. The specific heat became slightly higher than that of SS316L and showed similar temperature dependence up to 1073 K. Unexpectedly, the thermal conductivity became lower than that of SS316L and showed similar temperature dependence up to 1273 K.

論文

Thermophysical properties of stainless steel containing 5mass%-B$$_{4}$$C in the solid phase

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1007 - 1013, 2018/04

This study describes estimation results of thermophysical properties of stainless steel containing 5mass% boron carbide (5mass%B$$_{4}$$C-SS) in the solid state. 5mass%B$$_{4}$$C-SS eutectic sample was synthesized using a hot press method. Homogeneity of the sample was evaluated by chemical composition analysis, metal structure observation, and micro X-ray diffraction (XRD). Specific gravity and specific heat were evaluated up to 1000$$^{circ}$$C. These measurements proved that the specific gravity in our sample was lowered and the temperature dependence of the specific gravity, along with the elevation of temperature, became gradual compared to that of grade type 316L stainless steel (SUS316L) used as a reactor material by addition of B$$_{4}$$C. The specific heat became slightly higher than that of SUS316L by addition of B$$_{4}$$C and showed similar temperature dependence up to 800$$^{circ}$$C.

論文

Thermodynamic study of gaseous CsBO$$_{2}$$ by Knudsen effusion mass spectrometry

中島 邦久; 高井 俊秀; 古川 智弘; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Materials, 491, p.183 - 189, 2017/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Materials Science, Multidisciplinary)

軽水炉のシビアアクシデント時、ボロンの影響を考慮した熱力学平衡計算によれば、燃料から放出されるCsの気相中での主な化学形の一つとして、CsBO$$_{2}$$(g)が生成すると予想されている。しかし、核燃料や核分裂生成物などの熱力学データを収めた編纂物によれば、これまで報告されているCsBO$$_{2}$$の蒸気圧データの不確かさのために、この解析に使用されたCsBO$$_{2}$$(g)の熱力学データの信頼性は乏しいと評価されている。そのため、信頼性の高いCsBO$$_{2}$$(g)の熱力学データを得ることを目的に、高温質量分析法によるCsBO$$_{2}$$の平衡蒸気圧測定を試みた。その結果、CsBO$$_{2}$$の平衡蒸気圧測定データを用いて、第二法則,第三法則処理により評価した気体CsBO$$_{2}$$の標準生成エンタルピー$$Delta$$$$_{f}$$H$$^{circ}$$$$_{298}$$(CsBO$$_{2}$$,g)は、それぞれ、-700.7$$pm$$10.7kJ/mol, -697.0$$pm$$10.6kJ/molとなり、過去に報告されている蒸気圧データを用いて得られた第二法則,第三法則処理による$$Delta$$$$_{f}$$H$$^{circ}$$$$_{298}$$(CsBO$$_{2}$$,g)の差異よりも小さくなったことから、これまでよりも信頼性の高い熱力学データを取得できたことが分かった。さらに、既存の$$Delta$$$$_{f}$$H$$^{circ}$$$$_{298}$$(CsBO$$_{2}$$,g)についても、本研究で得られた$$Delta$$$$_{f}$$H$$^{circ}$$$$_{298}$$(CsBO$$_{2}$$,g)の値と誤差の範囲で一致したことから、信頼性が高いことが分かった。

報告書

蒸気種遷移挙動評価手法の開発; FP蒸気種及びエアロゾルの化学形や、エアロゾルの物理的パラメータの評価に適用可能な測定技術の調査及び試計測に基づく適用可能性評価

高井 俊秀; 佐藤 勇*; 山下 真一郎; 古川 智弘

JAEA-Technology 2015-043, 56 Pages, 2016/02

JAEA-Technology-2015-043.pdf:23.14MB

ソースターム評価手法の高度化及び福島第一原子力発電所廃止措置に係る研究開発として、シビアアクシデント時に溶融燃料から放出される核分裂生成物(FP)の移行モデルの改良・高度化への適用に向けて、FPの化学挙動解明に向けた基礎基盤研究が実施されている。本研究では、FP移行モデルの改良に向けて必要となる、(1)放出直後からエアロゾル化するまでのFPの化学的な挙動や、(2)その後の化学挙動に影響を与えうるエアロゾル形状等の物理的パラメータの評価に適用可能な測定技術について調査するとともに、有望と考えられた分析手法については試計測により適用可能性を調べた。その結果、FP蒸気種及びエアロゾルの化学形の評価については、ラマン分光法が有望であり、室温同様、500$$^{circ}$$Cに加熱した状態でも化学形の識別が可能であることが確認された。また、エアロゾルの化学形については、高温X線回折法も活用可能であることが確認された。一方、エアロゾルの物理的パラメータの評価については、カスケードインパクタで採取した試料を、透過型電子顕微鏡、エネルギー分散型X線分光法を用いて、観察・分析することが有望であることが確認された。

報告書

FP化合物平衡蒸気圧測定技術の開発

高井 俊秀; 中島 邦久; 古川 智弘

JAEA-Technology 2015-002, 20 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-002.pdf:3.46MB

ソースターム評価手法の高度化を目指し、核分裂生成物等に係る基礎熱力学データを拡充するため、模擬FP化合物の平衡蒸気圧測定技術の開発を試みた。測定技術の開発にあたって、既存の高温質量分析計について、高質量数の模擬FP蒸気種の測定と、試料充填・取出し時の変質防止の観点から改造を行い、模擬FP化合物の平衡蒸気圧測定を可能とした。標準試料(銀)を用いた機能確認、模擬FP試料(ルテニウム系試料)を使用した性能確認を実施した。模擬FP試料を使用した試験結果を基に、固相の酸化ルテニウム(IV)の酸素の解離圧と標準生成エンタルピーを評価した結果、文献値と一致することを確認した。これにより、今回整備した試験装置を用いて、高精度の熱力学データの取得が可能であることを確認できた。

論文

Research program for the evaluation of fission product release and transport behavior focusing on FP chemistry

佐藤 勇; 三輪 周平; 田中 康介; 中島 邦久; 廣沢 孝志; 岩崎 真歩; 大西 貴士; 逢坂 正彦; 高井 俊秀; 天谷 政樹; et al.

Proceedings of 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting/ Top Fuel / LWR Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2014/09

シビアアクシデントに関する新たな研究計画を遂行し、BWRシステムにおけるFP放出及び移行挙動の評価を行う。この計画の目的は、CsとIに焦点を絞ったFP化学に関する実験データベースを用いて、FP放出・移行モデルの改良を行うことにある。この計画では、CsとIの化学という観点で制御棒材料であるB$$_{4}$$Cに含まれているBの影響に注目した。モデル改良に用いられる実験データベースは、BWRの雰囲気をシミュレーションした幅広い酸素分圧及び水蒸気分圧用に新たに用意した試験機を用いて得られる結果から構成される予定である。これらの実験的研究・分析の準備状況が紹介される。加えて、一部の試験が実行に移され、こちらで想定した移行過程のひとつでCsとI移行に対するBの化学的影響を確認することができた。ここでは、Cs化合物とB蒸気またはエアロゾルの反応が生じていると考えられる。すなわち、この実験では析出したCsIに対するBの剥ぎ取り効果が観察された。

報告書

高圧・強腐食性溶液に用いる蒸気圧測定方法および試験装置の開発

高井 俊秀; 久保 真治

JAEA-Technology 2014-005, 29 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-005.pdf:38.08MB

ISプロセスにおける蒸留工程の設計・運転操作を検討するための基礎データを拡充するため、高温・高圧・高腐食性のポリヨウ化水素酸に適用でき、かつ、バッチ式(一回の試料充填で一つの組成に対する測定しかできない)でも能率的なデータ取得ができ得る平衡蒸気圧測定方法の開発を試みた。試験装置の核心部は竪型のピストン付シリンダーで、耐圧性と耐食性の両立は、ニッケル基合金に耐食金属のタンタルを内張りすることで実現した。強腐食性溶液を注入する試料チャンバーに圧力計を設けずピストンを介して間接的に圧力を測定するようにしたことで、試料溶液量の削減、装置の小型化による熱容量の低減を可能とし、データ取得試験の実施に要する時間を短縮できるようにした。圧力間接測定に際しピストンの押し込み過程と引き込み過程と両者の圧力測定値を使うことでピストンとシリンダー間に働く摩擦力を相殺し、これに起因する誤差が低減するよう工夫した。試料チャンバーにも圧力計を取り付けた予備試験を行い、間接測定値と比較した。水、ヨウ化水素酸およびポリヨウ化水素酸の試料において両者が良好に一致したことから、本法が有効に機能することを示した。

論文

Lab-scale water-splitting hydrogen production test of modified hybrid sulfur process working at around 550$$^{circ}$$C

高井 俊秀; 久保 真治; 中桐 俊男; 稲垣 嘉之

International Journal of Hydrogen Energy, 36(8), p.4689 - 4701, 2011/04

 被引用回数:8 パーセンタイル:71.24(Chemistry, Physical)

ウェスティングハウスプロセスをベースに、Na冷却型FBR向けの水を原料とした熱化学法による水素製造プロセスを開発している。本プロセスでは、その反応温度を、高速炉の運転温度域(500$$sim$$550$$^circ$$C)まで低減するため、ユニークな三酸化硫黄の電気分解プロセスを導入している。このたび、実験室規模の試験装置を開発し、実用化のための障壁を取り除くため鍵となる技術的課題について試験を行った。試験結果より、機器構成や制御方法の妥当性が確認され、本プロセスに基づく連続水素製造が達成可能であることがわかった。

報告書

ハイブリッド熱化学法による水素製造試験; システム成立性及び効率の簡易的評価

高井 俊秀; 中桐 俊男; 稲垣 嘉之

JAEA-Technology 2008-068, 63 Pages, 2008/10

JAEA-Technology-2008-068.pdf:3.73MB

高速増殖炉用水素製造技術として提案されたハイブリッド熱化学法に基づく工学試験装置を使用し、システム成立性を確認するための試験を実施するとともに、本試験装置の現状における水素製造効率を簡易的評価し、改良点の摘出を行った。実験においては、SO$$_{3}$$電解器に装着されたYSZ管7本のうち4本を作動させ、SO$$_{3}$$電解器温度約600$$^{circ}$$Cの条件で、約1.1時間の間、ほぼ約0.4NL/h-H$$_{2}$$(1.1$$times$$10$$^{-7}$$Nm$$^{3}$$/s-H$$_{2}$$)の速度で水素を発生できることを確認した。現状の装置における水素製造効率を簡易的に評価することにより、水素製造効率を向上させるには、水素製造に寄与しない余剰の硫酸循環量の低減,電解電圧の低減が有効であることを明らかにした。

論文

Development of a new thermo-chemical and electrolytic hybrid hydrogen production process utilizing the heat from medium temperature heat source; Development of the 1NL/h hydrogen production experimental apparatus

高井 俊秀; 中桐 俊男; 稲垣 嘉之

Proceedings of Hydrogen & Fuel Cells 2007; International Conference and Trade Show (CD-ROM), p.233 - 242, 2007/00

硫酸の分解・再合成過程を利用した水素製造方法であるウエスティングハウスプロセスを低温化した熱電併用ハイブリッド水素製造プロセス(HHLT)による1NL/h規模の試験装置が新たに開発された。現在、本装置の水素製造効率を評価する試験を実施中であり、本報ではこの試験結果について報告した。

報告書

ハイブリッド熱化学法水素製造技術の研究開発; 1Nl/h規模試験装置の概要と試験計画

高井 俊秀; 中桐 俊男; 稲垣 嘉之

JAEA-Technology 2006-057, 40 Pages, 2006/12

JAEA-Technology-2006-057.pdf:2.81MB

1Nl/h(2.8$$times$$10$$^{-7}$$Nm$$^{3}$$/s)規模の水素製造を目標としてハイブリッド熱化学法水素製造試験装置(1Nl/h規模試験装置)を製作した。水素製造量を増加させるにあたり、SO$$_{3}$$電解器及び亜硫酸電解器の性能向上を図るため、以下の機器開発を行った。SO$$_{3}$$電解器に使用する白金電極を取り付けたイットリア安定化ジルコニア(YSZ)製固体電解質管では、従来機用より長尺化したYSZ管7本を束状に配置することにより、コンパクト化かつ大電極面積化した。亜硫酸電解器については、新たに流動タイプの電解セルを採用し、電極面への亜硫酸供給量を増加させ、固体高分子膜に電極を接合した膜電極接合体(MEA)を用いて、単位体積あたりの電極表面積を増加させ高い電流密度が得られるようにした。本報告は、製作した1Nl/h規模試験装置の概要,性能評価試験結果及び今後の試験計画についてまとめたものである。

報告書

鉛ビスマスのナトリウム中移行挙動予備試験

斉藤 淳一; 高井 俊秀; 佐川 憲彦; 大野 修司; 浜田 広次; 宮原 信哉

JNC-TN9400 2003-057, 87 Pages, 2003/06

JNC-TN9400-2003-057.PDF:24.73MB

高速炉実用化戦略調査研究(フェーズI)では、鉛ビスマスを中間熱媒体として利用する二次系簡素化概念が一つの候補として選定されている。本研究では実用化戦略調査研究(フェーズII)で鉛ビスマスのナトリウム中移行挙動を実験により明らかにすることを目的とする。二次系簡素化の成立性を評価するための基礎データを取得する。摂氏400度で液体ナトリウム中に液体の鉛ビスマスを滴下する試験を2回実施している。以下の結果が得られている。(1)L1-1試験およびL1-2試験後のICPによる分析結果から、ナトリウム中の鉛濃度はビスマス濃度よりも高くなっている。ナトリウム中の鉛の溶解量はビスマスのそれよりも多いことを示している。これらの結果は従来の溶解度の測定結果と一致する。また、残渣中にはビスマスが最も多く含まれていることがわかった。(2)ナトリウム中に鉛ビスマスが滴下するとナトリウム液温は上昇する。装置の各部の温度変化から算出した総発熱量は、L1-2試験で137kJ/mol-LBEである。これらの反応熱はリーク検出に応用できる可能性がある。(3)L1-1試験およびL1-2試験後、ナトリウム中に黒い粒状固形物(反応生成物)が観察された。サンプリングフィンガー内の反応生成物を観察した結果、反応生成物は上部で5$$sim$$10$$mu$$m程度の微細な粒状である。下部では50$$sim$$100$$mu$$m程度の大きさである。(4)EDXによる成分分析の結果、反応生成物の主な構成元素はナトリウムとビスマスである。XRDによりBiNa3金属間化合物の回折ピークが検出されている。主要な反応生成物はBiNa3といえる。XRDによりPb4Na15の回折ピークも検出されている。しかしながら、SEMにおいてPb4Na15は観察できていない。さらに、これらの試験および分析結果より、鉛ビスマスのナトリウム中への移行挙動モデルを提案する。

報告書

ナトリウムプール水素ガスバブリング試験

高井 俊秀; 中桐 俊男; 浜田 広次

JNC-TN9400 2002-009, 41 Pages, 2002/02

JNC-TN9400-2002-009.pdf:1.07MB

ナトリウムーコンクリート反応発生時に発生する水素ガスの空気雰囲気下での燃焼挙動を調査することを目的として、「ナトリウムプール中水素ガスバブリング試験」を実施した。試験では、大規模ナトリウム漏洩燃焼試験施設SAFIREの小型密閉試験装置FRAT-1(内容積3立方米)を用い、内径9.7cmのナトリウム燃焼容器中で約500$$^{circ}C$$に加熱したナトリウムを燃焼させた。 そして、過去のナトリウムーコンクリート反応試験で得られたデータを参考にして、最高 9.5$$times$$10の-3乗Nm3/m2secの流量で水素ガスを年少するナトリウムプールの液中から供給し、水素の燃焼挙動を調べた。ナトリウムプール水素ガスバブリング試験から以下の結果が得られた。1)ナトリウム燃焼とともに燃焼(消費)される再結合割合は99%以上であることを確認した。 2)ナトリウム液中から供給された水素は、もっぱら分子拡散により酸素と混合され、 2つの液体の境界で燃焼する「総流拡散炎」の形態をとり、燃焼(消費)されると考えられる。3)水素燃焼により発生した水蒸気の多くは、雰囲気中のナトリウムエアロゾルと化学反応を起こし消費されると考えられる。

報告書

照射MOX燃料を用いたFP放出挙動試験

廣沢 孝志; 佐藤 勇; 両角 勝文; 滑川 卓志; 高井 俊秀; 中桐 俊男; 宮原 信哉

JNC-TN9430 2001-002, 108 Pages, 2001/05

JNC-TN9430-2001-002.pdf:4.03MB

原子炉事故時に環境へ放出される核分裂生成物(FP)を中心とした放射性物質の種類と量(ソースターム)の評価を目的として、照射MOX燃料からのFP放出挙動試験を実施した結果を報告する。試験は2回実施しており、それぞれFP-1、FP-2と称す。試験時の加熱パターンはFP-1で室温$$rightarrow$$2000$$^{circ}C$$30分$$rightarrow$$3000$$^{circ}C$$30分、FP-2で室温$$rightarrow$$1500$$^{circ}C$$30分$$rightarrow$$2500$$^{circ}C$$30分であり、昇温速度はいずれも15K/sである。試料は燃焼度約65GWd/tの「常陽」照射MOX燃料(Pu濃度29wt%、初期O/M比1.99)から被覆管を除去したもの(重量約10g)を用いた。試験時及び試験後において、付帯する分析機器(ガス質量分析、ガスクロマトグラフ、$$gamma$$線スペクトロメトリ)でFP放出挙動を観察した結果は以下のとおりである。(1)$$gamma$$線スペクトロメトリでは主にCsの放出及びサンプリング部品への付着挙動を観察し、以下の結果を得た。・Csは昇温と同時に急激に放出された。生成過程が異なるCs-134とCs-137とでは放出の量が最も多くなる時刻がずれており、これらの核種における燃料内分布の差異によるものと考えられる。・Csサンプリング管に対する付着量はサンプリング管温度600$$^{circ}C$$以下で著しく、試験体から放出される量が小さい時又は試験体温度が低い時は450$$^{circ}C$$付近でピークを持つことがわかった。・Csの付着先は7割近くが焼結金属フィルタであり、これはFP-1とFP-2であまり変化が無かった。また、FP-1とFP-2においてサンプリング管と焼結金属フィルタに対する測定の計数率は同程度であった。・Rh(Ru)-106及びEu-154は本試験では燃料からほとんど放出しなかったことがわかった。(2)ガス分析では、主にKr、Xeの放出挙動を観察し、以下の結果を得た。・Krについては放出ガスのガス分析においてバースト的濃度上昇が観測された。その後遅れてXeの緩やかな濃度上昇が計測されたが、この時間遅れはヨウ素フィルタである銀ゼオライトの影響であった。・ペレット内からの全放出量はXeはFP-1試験で4.36$$times$$10の-5乗mol/g、FP-2試験では4.68$$times$$10の-5乗mol/gであった。また、Xeの放出ピークは摂氏1500度$$sim$$摂氏2000度付近にあると推定される。・本試験では、ペレット内に保持されたFPガス全量が放出したと推

報告書

Investigation for the sodium leak monju; Sodium fire test-II

内山 尚基; 高井 俊秀; 西村 正弘; 宮原 信哉; 三宅 収; 田辺 裕美

JNC-TN9400 2000-090, 413 Pages, 2000/08

JNC-TN9400-2000-090.pdf:16.61MB

「もんじゅ」2次主冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、原子炉補助建屋部分モデル試験装置(SOLFA-1:コンクリート製矩形セル)内に模擬漏えい配管、換気空調ダクト、グレーチングおよび床ライナ等を実機と同様に配置して、ナトリウム漏えい燃焼実験を行った。本実験の目的は、ナトリウム漏えい燃焼挙動、換気空調ダクト・グレーチングの破損挙動、床ライナ・コンクリートヘの影響を確認することであった。試験後、各種の分析・調査を行い、以下の結果を得た。(1)ナトリウム漏えい燃焼挙動:漏えい初期のナトリウム落下状況は、液滴状で換気空調ダクトに跳ね返り広範囲に飛散した。一部は、換気空調ダクト表面を伝わってコラム状に流れ、さらにグレーチング、ガス温度測定用サポートに当たり液滴となって飛散した。(2)換気空調ダクト、グレーチングの破損挙動:換気空調ダクトは600$$sim$$700$$^{circ}C$$で推移し、温度計直下周辺に「もんじゅ」より大きな欠損部が認められた。グレーチングは600$$sim$$900$$^{circ}C$$(最高温度1000$$^{circ}C$$程度)で推移し、温度計直下近傍に「もんじゅ」で見られた半楕円状の欠損ではなく、グレーチング長手方向に2山形状の欠損が認められた。(3)床ライナヘの影響:床ライナ温度は主に800$$sim$$850$$^{circ}C$$で推移し、3時間20分後頃に1000$$^{circ}C$$を超えた。表面は波打つように変形して、温度計直下周辺約1m$$times$$1mの範囲に大小5個の破損孔が認められた。また、温度計直下を中心に、北側と西側に減肉の大きい範囲が分布していた。(4)コンクリートヘの影響:壁、天井コンクリートは、強度測定・化学分析結果について実験前調査結果と比較して有意な差はみられず、健全性は保たれていた。床コンクリートは、ナトリウム化合物の床ライナ下部への侵入により、最大8cmの浸食が見られた。当該部では、圧縮強度に対し静弾性係数が低く、熱負荷の影響がみられたが、圧縮強度は設計基準値以上であった。(5)ナトリウム燃焼生成物の化学組成:床ライナ上の堆積物は水酸化ナトリウムとNaFe複合酸化物Na5FeO4が多く含まれており、床ライナ上に約5cm以下の厚さに広く比較的平坦に堆積していた。実験実施から3日後に行われたセル内観察によると、温度計直下から遠いセル入り口側床ライナ上には、深さ約1cmの潮解液プール(水以外の主成分は水酸化ナトリウムと炭酸ナトリウム)が形成され

報告書

ナトリウム漏えい燃焼実験-II 実験データ集

内山 尚基; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 高井 俊秀; 三宅 収

PNC-TN9450 97-006, 330 Pages, 1997/03

PNC-TN9450-97-006.pdf:4.66MB

「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の目的で、平成8年6月7日に、大洗工学センターの大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)内の原子炉補助建屋部分モデル試験装置(SOLFA-1:コンクリート矩形セル)を用い、「もんじゅ」2次系配管室の温度計、換気空調ダクト、グレーチング、床ライナ等の配置を模擬してナトリウム漏えい燃焼実験-IIを行った。なお本実験データ集については、情報公開の一環として平成9年3月21日付けで、本社インフォメーションルーム、大洗工学センター展示館、敦賀事務所アトムプラザの3カ所で公開を開始した。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明;ナトリウム漏えい燃焼実験,2

内山 尚基; 高井 俊秀; 西村 正弘; 宮原 信哉; 三宅 収; 田辺 裕美

PNC-TN9410 97-051, 383 Pages, 1997/03

PNC-TN9410-97-051.pdf:15.15MB

「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、原子炉補助建屋部分モデル試験装置(SOLFA-1 :コンクリート製矩形セル)内に模擬漏えい配管、換気空調ダクト、グレーチングおよび床ライナ等を実機と同様に配置して、ナトリウム漏えい燃焼実験を行った。本実験の目的は、ナトリウム漏えい燃焼挙動、換気空調ダクト・グレーチングの破損挙動、床ライナ・コンクリートへの影響を確認することであった。試験後、各種の分析・調査を行い、以下の結果を得た。(1)ナトリウム漏えい燃焼挙動:漏えい初期のナトリウム落下状況は、液滴状で換気空調ダクトに跳ね返り広範囲に飛散した。一部は、換気空調ダクト表面を伝わってコラム状に流れ、さらにグレーチング、ガス温度測定用サポートに当たり液滴となって飛散した。(2)換気空調ダクト、グレーチングの破損挙動:換気空調ダクトは600$$sim$$700$$^{circ}$$Cで推移し、温度計直下周辺に「もんじゅ」より大きな欠損部が認められた。グレーチングは600$$sim$$900$$^{circ}$$C(最高温度1000$$^{circ}$$C程度)で推移し、温度計直下近傍に「もんじゅ」で見られた半楕円状の欠損ではなく、グレーチング長手方向に広い2山形状の欠損が認められた。(3)床ライナへの影響:床ライナ温度は主に800$$sim$$850$$^{circ}$$Cで推移し、3時間20分後頃に1000$$^{circ}$$Cを越えた。表面は波打つように変形して、温度計直下周辺 約1m$$times$$1mの範囲に大小5個の破損孔が認められた。また、温度計直下を中心に、北側と西側に減肉の大きい範囲が分布していた。(4)コンクリートへの影響:壁、天井コンクリートは、強度測定・化学分析結果について実験前調査結果と比較して有意な差はみられず、健全性は保たれていた。床コンクリートは、ナトリウム化合物の床ライナ下部への侵入により、最大8cmの浸食がみられた。当該部では、圧縮強度に対し静弾性係数が低く、熱負荷の影響がみられたが、圧縮強度は設計基準値以上であった。(5)ナトリウム燃焼生成物の化学組成:床ライナ上の堆積物は水酸化ナトリウムとNaFe複合酸化物Na$$_{5}$$FeO$$_{4}$$が多く含まれており、床ライナ上に約5cm以下の厚さに広く比較的平坦に堆積していた。実験実施から3日後に行われたセル内観察によると、温度計直下から遠いセル入り口側床ライナ上には、深さ約1cmの潮解液プール(水以外の主成分は水酸化ナトリウムと炭酸ナトリウム)が形成されていた。

論文

Development of CONTAIN Code for FBR Serere Accident Analysis

三宅 収; 清野 裕; 高井 俊秀; 原 広

International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 4, p.41.1-1 - 41.1-5, 1992/10

CONTAINコ-ドは原子力プラントのシビアアクシデント時の格納施設内熱流動解析コ-ドとして開発を進めている。COMTAINのオリジナルは米国サンディア国立研究所で開発されたものであるが,高速炉解析のために特別に機能強化されたバ-ジョン(CONTAIN/LMR)は,日本・独・米国の国際協力で開発されたものである。本報告では動燃事業団で担当し開発した計算モデルとそれらの検討計算結果について紹介する。主な内容は1.ナトリウム燃焼計算モデルに関する検証とスプレイモデルの改良,2.ナトリウム・エアロゾル計算モデルの国際ベンチマ-ク計算による検証,3.ナトリウム蒸気の凝縮によるミスト生成モデルの開発,4.ナトリウム-コンクリ-ト反応計算モデルのCONTAINへの組み込みと検証,5.炉外デブリベット計算モデルの開発,6.ナトリウムプ-ルによるFPの保持と故出の計算モデルの開発である。

論文

Development of Test Apparatus for Fission Product Release from Over heated Fuel Element

高井 俊秀; 廣沢 孝志; 船橋 英之; 宮原 信哉

IWGFR 92, , 

原子力事故時に環境ちゅに放出されるソースタームを評価することは安全評価上、プラント設計上、大変重要である。しかし、現状では高速炉に関するデータが少ない。このため、これまでの安全審査では、軽水炉の知見を基にソースタームを評価していた。しかし、この仮定は保守的であり、この仮定を基に大型炉の安全審査を行うと過度に保守的となり、経済性・安全性の観点からプラントが成立性に大きな影響を与えうる。このため、燃料からのFPの放出移行挙動を調査し、格納容器内でのソースタームを評価するコードを開発するため、照射燃料からFP放出試験の準備を進めている。実験装置の製作・据えつけは1992年から開始し、現在模擬FP物質を゜用したコールド試験を実施中である。

口頭

高速増殖炉に適用可能な熱電併用水素製造システムの開発,9; 1Nl/h水素製造試験装置の開発

高井 俊秀; 加藤 章一; 中桐 俊男; 高森 裕二*

no journal, , 

これまで原子力機構では、水を原料としたFBR用水素製造技術として開発中の硫酸の合成・分解反応を組合せた熱電併用ハイブリッドプロセス(ハイブリッド熱化学法)の原理実証実験に成功し、約60時間の連続水素製造試験を実施している。本報では、新たに1Nl/hレベルの水素製造が可能な試験装置を開発したので報告する。

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