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山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; 工藤 保; H.S.Park*; 杉本 純
Proc. of 11th KAIF/KNS Annual Conf., 0, p.827 - 838, 1996/00
原研のALPHA計画では溶融炉心冷却材相互作用試験において、原子炉のシビアアクシデント時に溶融炉心と冷却材が接触した場合に起こる種々の相互作用について広範な研究を実施している。溶融物落下水蒸気爆発実験では、溶融炉心が冷却材中に落下した場合の水蒸気爆発の特性や種々のパラメータが水蒸気爆発の発生に与える影響について調べている。溶融物冷却性実験では、アクシデントマネジメントとして溶融炉心に冷却材を注入した場合を想定し、注水モードによる相互作用の違いを調べた。これらの研究から得られた成果は国のアクシデントマネジメントの検討等にも用いられている。新たにTMI-2号炉事故でみられたような圧力容器内底部に溜まった水中に溶融炉心が流れ込んだ場合の溶融炉心の冷却機構を調べる研究を開始した。これらの実験研究とともに、水蒸気爆発解析コードJASMINE等、計算モデルの開発も実施している。
村尾 良夫
Proc. of 11th KAIF/KNS Annual Conf., 0, p.587 - 596, 1996/00
原研では、人に優しい将来型軽水炉として、運転保守を容易にし安全性を向上させた原研型受動的安全炉JPSRの概念検討を進めてきた。JPSRでは、減速材密度反応度係数を負の大なる値にすることにより、貫流型蒸気発生器の給水量制御により生ずる除熱量の変化によって冷却材温度が変化し、炉心出力が追従する。この炉心出力の炉物理固有除熱追従性を得るために、ケミカルシムを廃止し、多数の圧力容器内蔵型制御棒駆動機構を採用している。工学的安全設備は、受動的作動原理を採用しており、原子炉一次系に付加した崩壊熱除去熱交換器からの熱を大型水プールに伝え、その水プールを自然循環ループにより格納容器外に伝え、空気冷却器で大気に放熱している。冷却材喪失時には、崩壊熱除去熱交換器により冷却材を冷却減圧させ、蓄圧注入タンク、大型水プールの水を一次系に注入する。このJPSRの安全上の特徴を述べる。
石川 勇
Proc. of 11th KAIF/KNS Annual Conf., 0, p.611 - 619, 1996/00
日本原子力研究所、アイソトープ部が、民間企業、公的機関、原研の基礎研究グループと協同で開発した、Cf線源を用いる中性子応用技術のうち、いくつかの注目すべき応用例についての報告である。1)高精度コークス水分計として、
Cfからの中性子とガンマ線の同時透過測定をパルス波形弁別技術により実現した。2)中性子吸収トレーサ技術を石炭液化実験プラントにおいて、石炭スラリーの流れの観測のために採用した。3)中性子の多重散乱や十分な熱化によって、鉄板ではさまれたプラスチックフィルムの厚さ計を開発した。4)原研で開発された中性子イメージングプレートの応用技術に関することなどの内容を紹介した。