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竹田 武司; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 武仲 五月*
Annals of Nuclear Energy, 30(7), p.811 - 830, 2003/05
被引用回数：1 パーセンタイル：10.63(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)の補助冷却設備は、強制循環による炉心の冷却が可能な事故時での原子炉スクラム時に工学的安全施設として除熱する。HTTRは日本初の高温ガス炉であり、原子炉出口ガス温度は950
,熱出力は30MWである。炉心黒鉛構造物に対する過度な熱衝撃及び水の沸騰を防止しながら、補助冷却設備により炉心を継続的に冷却する。HTTRの20MWまでの出力上昇試験の中で、9MWからの手動トリップ模擬試験,15MWからの商用電源喪失模擬試験を実施した。補助冷却設備の除熱性能をこれらの試験により確認し、試験に基づく補助冷却設備のヘリウム/水熱交換器と空気冷却器の熱通過率が得られた。原子炉出口冷却材温度が950,30MW運転からのスクラム時における補助冷却設備の流体温度を予測し、この条件における炉心黒鉛構造物(燃料ブロック)の健全性を応力解析により検討した。評価の結果、空気冷却器のルーバーが全開の条件で補助冷却設備の水が沸騰せず、かつ、炉心黒鉛構造物の過冷却を防止できる見通しを得た。
武田 哲明; 武仲 五月*; 菱田 誠
日本原子力学会誌, 38(2), p.154 - 162, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)一次冷却系主配管破断事故は、高温ガス炉の設計基準事故の一つである。本事故時には破断口から炉内に空気が流入し、黒鉛の炉内構造物を酸化させる恐れがある。また複雑な多成分気体の流れが炉容器内に発生することが考えられる。そこで高温ガス炉を模擬した配管破断模擬試験装置を用いて、破断から炉内を一巡する自然循環流が発生するまで(第1段階)の空気流入過程について調べた。本論文では、周辺領域の炉心流路の温度が中心領域よりも低い場合、及び炉心の平均温度が事故後低下する場合の空気侵入過程及び第1段階の持続時間について調べた。その結果、周辺領域の温度が低い場合でも第1段階の持続時間は均一温度実験の場合とほとんど同じこと、炉心温度降下実験において降温速度が速い場合事故が第1段階で収束する可能性があること等がわかった。
武田 哲明; 武仲 五月*; 菱田 誠; 江森 恒一
日本原子力学会誌, 37(10), p.948 - 958, 1995/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)一次冷却系主配管破断事故時は、高温ガス炉の設計基準事故の一つである。本事故時には破断口から炉内に空気が流入し、黒鉛の炉内構造物を酸化させる恐れがある。また複雑な多成分気体の流れが炉容器内に発生することが考えられる。本論文は配管破断事故における空気流入過程の実験的研究に関するものである。実験はHTGRの流路形状を模擬し黒鉛流路を内蔵する配管破断模擬試験装置を用いて行い、破断から炉内を一巡する自然循環流が発生するまで(第1段階)の空気流入特性を炉心温度を400~1050
Cの間で変化させて調べた。その結果、第1段階が5~11日持続すること、黒鉛温度が600~850Cのとき二酸化炭素が発生し、850~1000Cのとき一酸化炭素と二酸化炭素とが発生すること等がわかった。
菱田 誠; 武田 哲明; 武仲 五月*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Enginering (ICONE), Vol. 2, 0, p.1093 - 1100, 1995/00
高温ガス炉の一次冷却系主配管破断事故時の第1段階における空気浸入挙動を調べるため、HTTRの約1/5の実験装置を用いて、試験体内各部における混合気体の密度変化、酸素、二酸化炭素及び一酸化炭素の濃度変化を調べた。模擬炉心体の温度をパラメータとし、この温度を400Cから1000Cまで変えた時の空気浸入挙動を実験によって明らかにした。
武仲 五月*; 武田 哲明; 菱田 誠; 安掛 岳*; 江森 恒一
JAERI-M 94-024, 60 Pages, 1994/03
高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時には、炉内のヘリウムが格納容器内に噴出し、炉内外の圧力が均圧した後、破断口から空気が浸入することが予想される。この際、炉内に浸入した酸素により、黒鉛構造物が酸化し、炉内には化学反応を伴う複雑な多成分気体の流れが発生するものと考えられる。この空気浸入挙動、多成分気体の自然対流特性等について調べるために、既に配管破断模擬試験装置にて、模擬炉心部等温条件の空気浸入実験を行った。今回はさらに実機に近い状態を模擬するため、炉心部に温度分布をつけた場合と、時間とともに炉心部が冷却される場合の空気浸入実験を行った。その結果、温度分布がある場合は、等温条件の場合に比べて空気の自然循環流が早く発生する傾向にあること、炉心部が冷却される場合は、その冷却速度により、自然循環流が発生しない場合があること等がわかった。
武田 哲明; 武仲 五月*; 菱田 誠; 江森 恒一; 安掛 岳*
JAERI-M 93-005, 51 Pages, 1993/02
高温ガス炉の1次冷却系配管破断事故時の空気浸入挙動、炉内に生じる多成分気体の自然対流特性及び黒鉛構造物の酸化量等について調べるために配管破断模擬試験装置を製作し、空気浸入実験を行った。その結果から以下の知見を得た。(1)配管破断後の初期段階においては、空気が分子拡散と非常に微弱な自然対流により運ばれ、混合気体の密度が大きくなると突然空気の自然循環流が発生した。(2)模擬炉心部が900Cを越える場合は、黒鉛/酸素反応による一酸化炭素の発生量が多くなり、また発生した一酸化炭素と酸素が反応して二酸化炭素が発生する。(3)本試験装置では、初期段階と呼んでいる模擬配管破断から空気の自然循環流が発生するまでの状態は数日間以上続いた。
菱田 誠; 文沢 元雄; 武田 哲明; 小川 益郎; 武仲 五月*
Nucl. Eng. Des., 144, p.317 - 325, 1993/00
被引用回数：13 パーセンタイル：73.95(Nuclear Science & Technology)配管破断事故は高温ガス炉の安全解析を行う上で、重要な事故事象である。本報告では、一次冷却系主配管破断事故時の初期段階における空気浸入挙動とスタンドパイプ破断事故時の初期段階と後期段階における空気浸入挙動について、当研究室が約5年間をかけて行ってきた実験及び数値解析による研究成果の概要を紹介する。
