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竹田 武司
JAEA-Data/Code 2020-019, 58 Pages, 2021/01
JAEA-Data-Code-2020-019.pdf:3.85MB
ROSA-IV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-SL-01)が1990年3月27日に行われた。ROSA/LSTFSB-SL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の主蒸気管破断(MSLB)事故を模擬した。このとき、両ループの蒸気発生器(SG)二次側への補助給水(AFW)とともに、非常用炉心冷却系である高圧注入(HPI)系から両ループの低温側配管内への冷却材注入を仮定した。MSLBにより、破断ループのSGは急減圧し、破断ループのSG二次側広域水位は低下した。しかし、破断ループのSG二次側へのAFWにより、破断ループのSG二次側広域水位は回復した。一次系圧力は、MSLB直後一時的に若干低下したが、SG主蒸気隔離弁の閉止に従い16.1MPaまで上昇した。一次系圧力が10MPa以下に低下した数分後、HPI系から両ループの低温側配管内へ冷却材を手動注入した。一次系圧力は、HPI系からの冷却材注入により上昇したが、加圧器逃し弁の開放により16.2MPa以下に維持された。実験中、炉心はサブクール水で満たされた。健全ループでは、流れが停滞し、HPI系からの冷却材注入時に低温側配管での温度成層が観察された。一方、破断ループでは、顕著な自然循環が継続した。HPI系からの冷却材の連続注入による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。取得した実験データは、PWRのMSLBを伴う多重故障事故時の回復操作および手順の検討に役立てることができる。本報告書は、ROSA/LSTFSB-SL-01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。
Guillemet, L.*; Jager, B.*; Haange, R.*; 濱田 一弥; 原 英治*; Kalinin, G.*; 加藤 崇; Millet, F.*; Shatil, N.*
Proceedings of 19th International Cryogenic Engineering Conference (ICEC-19), p.105 - 108, 2002/07
ITER国際チームは、日本原子力研究所との共同で、国際熱核融合実験炉(ITER)の超伝導コイルを冷却するためのヘリウム冷凍システムを設計した。本冷凍機は、核融合試験装置用としては世界最大規模であり、4Kで48kWの冷凍能力と0.16kg/sの超臨界ヘリウムの供給能力を有する。本設計には、原研のITER中心ソレノイド・コイルの冷却で実績のある、超臨界ヘリウム・ポンプと低温排気圧縮機の技術が採用されている。ITERでは、低温熱負荷がプラズマ燃焼試験と共に変動するので、冷凍機の動作が不安定になることを避けるために、熱負荷を平準化する機構を冷凍システムに設けた。この様な工夫により、冷凍システムの規模を極力小さくすることができるとともに、コイルを安定に運転することが可能となった。
鈴木 光弘; 安濃田 良成
JAERI-Tech 2000-016, p.173 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-016.pdf:7.25MB
本報告は大型非定常実験装置(LSTF)において実施した0.5%低温側配管破断LOCA実験結果をまとめ、2次系減圧操作の効果と炉心過熱事象が繰り返し発生する原因を明らかにしたものである。本実験(SB-CL-24)では、高圧注入系と蒸気発生器補助給水系が作動しない場合を想定し、蒸気発生器逃し弁開作動により1次系の減圧を促進した。この結果、蓄圧注入系が作動したが、低圧注入系の作動圧力(1.29MPa)まで1次系圧力が低下しないうちに2次系保有水が喪失して1次系は昇圧し、蓄圧注入系の停止後にボイルオフ状態で炉心の上半分が過熱状態になった。加圧器逃し弁等の1次系減圧操作で急減圧し、低圧注入系作動により炉心過熱状態は解消した。過渡条件下でループシールクリアリングは3回発生した。本報では、事故検出計装による炉心冷却不全事象の検出特性等についても詳細に評価した。
O薄肉管試料の製作高橋 正; 渡辺 斉
JAERI-M 91-082, 41 Pages, 1991/05
BEATRIX-II照射試験はFFTF(高速中性子束試験施設)によるトリチウム増殖材からのトリチウム放出挙動の解析、評価を目的としたものである。この第2期照射試験に使用する酸化リチウム(LiO)試料の設計仕様は、1)管長:0.890+0/-0.051cm、2)外径:1.806~1.857cm、3)管の肉厚:1.0+0/-0.05mm、4)管の真直性:0.05~0.10mm、5)焼結密度:理論密度の85~89%、6)
Liの含有率:BEATRIX-II第2期照射用95atom%、VOM照射用7.42atom%であり、かなり高い寸法精度を必要とするが、以下に述べる方法によって、設計仕様を満足する薄肉管試料を製作することができた。LiO粉末の管状圧粉体は、ゴムモールドとSUS304の心棒とから成る型を用いて静水圧法により、容易に成形できることを明らかにした。管状LiO焼結体を高精度で薄肉管に研削する加工方法として、フード及び真空排気系を付設した市販の円筒研削盤によるドライ研削を採用した。LiOの焼結は、1400~1470Kで実施した。
鈴木 康文; 笹山 竜雄; 阿部 治郎; 荒井 康夫; 前多 厚; 渡辺 斉
JAERI-M 7601, 36 Pages, 1978/03
高純度アルゴンガス雰囲気グローブボックスを用いて酸化ウランおよび黒鉛を出発物質として、炭素熱還元法により炭化ウランペットの調製を行った。これらのグローブボックス内の雰囲気は酸素3ppm、水分5ppmに保持され、炭化ウラン粉末の酸化を防止するために効果的であった。この調製試験では85%T.D.以上の密度をもち、酸素を2000~3000ppm含む単相の単酸化ウランペレットが調製された。科学量論的な単酸化ウランペレットを得るためには、出発物質の酸化ウランと黒鉛の混合比として2.950~2.975が最適であった。また、炭素熱還元反応の雰囲気条件と反応速度との関係について調べたが、真空中よりアルゴンガス中の方が遅かった。燒結においてはペレット密度は粉砕手段および粉砕時間に最も影響を受ける。そのほか、成型圧力、インバータ添加量、および化学組成などの要因がペレット密着に与える効果を調べたが、その効果は限られたものであった。
斯波 正誼; 安達 公道; 岡崎 元昭*; 田坂 完二*; 鈴木 光弘; 傍島 真*; 松本 巖; 村田 秀男; 千葉 辰夫; 伊藤 秀雄; et al.
JAERI-M 6707, 169 Pages, 1976/09
ROSA-II試験装置に上部ヘッド注入系(UHI)およびUHI用の各種炉内構造物を取付けて、UHI付きPWRの冷却材喪失事故(LOCA)における一次系内の熱水力学的挙動の基本的な特性について実験的に確認した。9RUNの低温側配管最大口径両端破断実験および1RUNの中口径部分破断実験を行ない、次の2つの事実を明らかにした。(1)上部ヘッド内の流体の混合は完全ではない。(2)蒸気またはニ相流体中への冷水の注入は大きな擬縮域圧をひきおこす。これらの事実は、LOCA時の一時系内の流れのパターンに強く影響する。
山林 尚道; 四方 英治; 正木 典夫; 岡根 章五
日本原子力学会誌, 16(5), p.276 - 281, 1974/05
原子炉内照射中、放射性気体を発生したり、蒸気圧が高くなる物質を安全に照射するために、冷却圧接法(cold weld)による原子炉照射用気密・耐圧アルミニウム製試料容器を数種製作した。これらの容器について、容器材質やダイスの構造を検討するとともに、冷間圧接後の気密性と耐圧強度を、室温・高温下・落下衝撃後・原子炉照射後などの条件下で試験した。その結果、気密性は高温下以外いずれの条件下でも十分信頼性が高く、製作した容器の95%以上はヘリウム漏洩試験法で検出限界(1
10
atm・cc/sec)以下であった。耐内圧強度実験値はラップ圧接型容器では、容器蓋板の強度を求める計算式と、引抜圧接型容器では円筒の破壊圧力を求める計算式と、室温から300
C以上にわたって良く一致した。
