Data report of ROSA/LSTF experiment SB-PV-09; 1.9% pressure vessel top small break LOCA with SG depressurization and gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2021-006, 61 Pages, 2021/04

JAEA-Data-Code-2021-006.pdf:2.78MB

ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: SB-PV-09)が2005年11月17日に行われた。ROSA/LSTF SB-PV-09実験では、加圧水型原子炉(PWR)の1.9%圧力容器頂部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障と蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。実験では、上部ヘッドに形成される水位が破断流量に影響を与えることを見出した。アクシデントマネジメント(AM)策として、両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁開放によるSG二次側減圧を炉心出口最高温度が623Kに到達した時点で開始した。SG二次側圧力が一次系圧力に低下するまで、このAM策は一次系減圧に対して有効とならなかった。一方、炉心出口温度の応答が遅くかつ緩慢であるため、模擬燃料棒の被覆管表面最高温度がLSTFの炉心保護のために予め決定した値(958K)を超えたとき、炉心出力は自動的に低下した。炉心出力の自動低下後、低温側配管内でのACC水と蒸気の凝縮により両ループのループシールクリアリング(LSC)が誘発された。LSC後、炉心水位が回復して炉心はクエンチした。ACCタンクから窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。ECCSである低圧注入系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTF SB-PV-09実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-HL-12; 1% Hot leg break LOCA with SG depressurization and gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2015-022, 58 Pages, 2016/01

JAEA-Data-Code-2015-022.pdf:3.31MB

LSTFを用いた実験(実験番号: SB-HL-12)が1998年2月24日に行われた。SB-HL-12実験では、PWRの1%高温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクからの非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁全開による減圧を燃料棒表面最高温度が600Kに到達直後に開始した。一回目のボイルオフによる炉心露出に起因したAM策開始後、一次系圧力は低下したため、炉心二相混合水位は上昇し、燃料棒表面温度は635Kまでの上昇にとどまった。低温側配管内でのACC水と蒸気の凝縮に誘発されたループシールクリアリング(LSC)前に、二回目のボイルオフによる炉心露出が生じた。LSC後速やかに炉心水位は回復し、燃料棒表面温度は696Kまでの上昇にとどまった。窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。SG伝熱管でのリフラックス凝縮時に、三回目のボイルオフによる炉心露出が生じ、燃料棒表面最高温度が908Kを超えた。本報告書は、SB-HL-12実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

Large-scaled non-thermal laser peeling, cutting and drilling in nuclear decommissioning industry

峰原 英介; 羽島 良一; 沢村 勝; 永井 良治; 菊澤 信宏; 西森 信行; 飯島 北斗; 西谷 智博; 木村 秀明*; 小栗 第一郎*; et al.

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 10 Pages, 2005/05

原研FELは最近新しく255フェムト秒極短パルス,6-9%高効率,1GWピーク出力,数kW平均出力,中赤外から遠赤外に渡る広い波長可変性を同時に実現する発振を発見した。この新しい発振とエネルギー回収リニアック技術を用いて、原子力産業,製薬,医学,防衛,造船,環境科学,宇宙ごみ処理,エネルギー伝送などの応用のために、われわれは10kWよりも高出力で25%よりも高効率な自由電子レーザーを実現できる。そのような波長可変,高効率,高平均出力,高ピーク出力,極短パルスFELを実現するために、われわれは原研独自のコンパクト,自立式,無蒸発,エネルギー回収型超伝導高周波線型加速器によって駆動される高効率で高出力なFELが必要である。われわれのFELに関する議論は、原子力発電所を廃炉するための非熱穿孔,切断,剥ぎ取り応用や原子力産業分野における応力腐食割れを防止することや産業用FELのロードマップ,原研独自のコンパクト,自立式,無蒸発,エネルギー回収型超伝導高周波線型加速器によって駆動される高効率で高出力なFELを含んでいる。

Demonstration of the highly-efficient and high-power FELs driven by a superconducting rf linac

峰原 英介; 羽島 良一; 沢村 勝; 永井 良治; 西森 信行; 菊澤 信宏; 杉本 昌義; 山内 俊彦; 早川 岳人; 静間 俊行

Proceedings of 13th Symposium on Accelerator Science and Technology, p.150 - 154, 2001/10

われわれは工業的な利用、例えば、医薬品,医療,防衛,造船,半導体産業,化学産業,環境科学,スペースデフリ,エネルギー伝送など、のために強力で効率的なFELが必要である。そのような波長可変,高効率,高平均出力,高ピーク出力,極短パルス自由電子レーザーを実現するために、原研FELグループは、エネルギー回収配位を持つ小型自立式無蒸発型超伝導リニアックによって駆動される自由電子レーザー概略設計し、開発した。この装置に関して議論は、工業用自由電子レーザーに対する市場からの要求,8年に渡る原研小型自立式無蒸発型冷凍装置の運転経験とその概念からのある重要な解答,新しい高効率高出力極短パルス発振モードの発見,エネルギー回収配置が含まれる。

Measurement of local void fraction distribution in rod bundle under high-pressure high-temperature boil-off conditions by using optical void probe

熊丸 博滋; 村田 秀男; 近藤 昌也; 久木田 豊

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.217 - 222, 1995/00

原子炉の小破断LOCA時等に生じる炉心ボイルオフ(極低流量)状態における炉心内混合水位等の評価に重要な高温高圧条件下のバンドル内局所ボイド率を、光学式ボイド計により測定した。実験は、燃料集合体を模擬した24本ロッドバンドル試験部において、圧力3MPa、質量流束11~90kg/ms、クオリテイ0.06~0.77の範囲で実施した。光学式ボイド計によりバンドル直径に沿った局所ボイド率分布を測定するとともに、線型密度計による直径に沿った弦平均ボイド率及び差圧計による体積(面積)平均ボイド率を測定した。気泡流~スラグ流~環状流と変化するに従い、測定した局所ボイド率分布は凸形より平坦形へ、気泡通過頻度は凸形より凹形へ変化した。弦平均ボイド率(線による)は体積平均ボイド率(差圧による)より常に大きい値を示したが、これは局所ボイド率分布の流路断面内分布によることが明らかになった。

Critical heat flux for rod bundle under high-pressure boil-off conditions

Guo, Z.*; 熊丸 博滋; 久木田 豊

JAERI-M 93-238, 20 Pages, 1993/12

JAERI-M-93-238.pdf:0.67MB

小型定常二相流実験装置(TPTF)の55ロッドバンドル試験部を用いて、限界熱流束(CHF)実験を実施した。実験は、軽水炉の小破断冷却材喪失事故(LOCA)あるいはスクラム失敗事故(ATWS)時に発生する高圧下の炉心インベントリボイルオフ及び燃料棒ドライアウト状況を模擬して実施した。実験は、圧力:3~12MPa,質量流束:17~94kg/ms及び熱流束:3.3~18W/cmの範囲をカバーしている。実験データを低流量流動沸騰CHF相関式と比較し、それらの相関式の高圧ボイルオフ条件への適用性を検討した。実験では、ドライアウトは平衡クオリティがほぼ1になった位置において発生した。

ヘリウム・ガス蒸発法による誘導加熱量測定装置の製作及び測定法の確立

塚本 英雄*; 和田山 芳英*; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 高橋 良和; 西 正孝

JAERI-M 93-001, 25 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-001.pdf:0.64MB

超電導マグネットの安定性試験において超電導導体を高速加熱する方法として誘導加熱法が適用される。この方法で導体に実際に投入される熱量を定量的に測定できる装置を製作し、測定法の確立を試みた。測定法はヘリウム・ガス蒸発法で、その原理は誘導加熱に伴う液体ヘリウムの蒸発容積を測定し、蒸発熱から総投入熱量を算出するものである。装置の検証として、抵抗ヒータ加熱による蒸発容積測定の結果計算値と良く一致し、その有効性が確認された。また測定法の確立のために、ケーブル・イン・コンジット型導体の誘導加熱量を測定した結果、素線及びコンジットへの誘導加熱量、誘導ヒータの自己発熱量の各々が定量的に評価でき、安定性試験における入熱量の較正に本法が適用であることを実証した。

Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions for PWR type and tight-lattice type fuel bundles

熊丸 博滋; 久木田 豊

ANP 92: Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.4-1 - 24.4-7, 1992/00

PWR(1717)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧ボイルオフ(極低流量;質量流束100kg/ms以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発モデル」により良く予測できる、すなわち、トライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、軸射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。

Loss of residual heat removal(RHR) during PWR MID-loop operation; Experiments in ROSA-IV/LSTF

中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊

Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, p.497 - 503, 1991/00

ROSA-IV/LSTFを用いて、原子炉停止後のミッドループオペレーション(1次系水位を低下させて各種メインテナンス作業)実施中の余熱除去(RHR)喪失事象を模擬した実験を実施した。ここでは、開口部やレグ閉鎖部の位置、蒸気発生器(SG)2次系冷却材の有無をパラメータとした3例の実験結果についてまとめた。実験では、いずれも炉心が沸騰して1次系が加圧され、その後連続的に、炉心露出を伴うループシール解除や長期間の炉心ボイルオフ等が観察された。その際2次系冷却材は、沸騰する炉心で生じる蒸気のSG細管内での蒸気凝縮を促進し、1次系冷却材の保持および圧力昇速度低下に有効となることが観察されたが、同時に事象発生時に1次系気相部を満たしていた非凝縮性ガス(空気)が、SG細管内での蒸気凝縮を強く防げる効果が有ることがわかった。