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星 陽崇*; Wei, Y.*; 熊谷 幹郎*; 朝倉 俊英; 森田 泰治
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 262(3), p.601 - 605, 2005/01
グラッシーカーボン電極を用い、硝酸溶液中でTc(VII)の電解還元試験を行った。電解還元は-300mV(vs. Ag/AgCl)の定電位で実施した。電解還元前後のTc濃度がほとんど変化しなかったことから、TcO
やTc等が電極表面へ析出しないと考えられる。吸光スペクトル測定及び陰イオン交換体を用いた吸着バッチ試験の結果から、Tc(VII)はTc(IV)に還元されることが、明らかとなった。
橘 幸男; 中川 繁昭; 中澤 利雄; 伊与久 達夫
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 17 Pages, 2004/10
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するとともに、高温ガス炉の安全評価用解析コードの検証及び高度化に役立つプラント過渡データを取得することを目的として実施する。安全性実証試験は、運転時の異常な過渡変化を模擬する第1期の試験及び事故を模擬する第2期の試験からなる。第1期の試験は、反応度投入事象と1次冷却材流量低下事象の模擬であり、平成14年度から開始している。同時に、プラント動特性コードACCORD,モンテカルロコードMVP等を用いた解析を進めており、原子炉出力50%及び30%からの制御棒引抜き試験及び3台のヘリウム循環機のうち1台あるいは2台を停止する試験について、試験結果を良好に再現する結果が得られている。第1期の試験は平成17年度まで実施し、平成18年度から第2期の試験を実施する計画である。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之; 橘 幸男
JAERI-Tech 2004-045, 67 Pages, 2004/04
JAERI-Tech-2004-045.pdf:4.74MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち、1次冷却材流量の低下を模擬した試験である循環機停止試験において、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台のうち1台あるいは2台が停止される試験が2002年から2005年に実施され、全3台を停止する試験が2006年以降に計画されている。本報は、安全性実証試験における循環機1台あるいは2台停止時の加圧水冷却器の構造健全性を確認するとともに、循環機3台停止時の1次系内の自然対流発生の可能性について、出力上昇試験中に実施されたスクラム試験の実測データをもとに検討した結果を示す。
橘 幸男; 中川 繁昭; 竹田 武司; 七種 明雄; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 沢 和弘; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 224(2), p.179 - 197, 2003/09
被引用回数：13 パーセンタイル：64.66(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を実証するとともに、高温ガス炉用安全解析コードの検証に必要な炉心及びプラントの過渡挙動データを取得するために実施される。第1段階の試験として、制御棒引抜き試験及び1次系流量低下試験を行う。制御棒引抜き試験では、16対の制御棒のうち中央の一対を引き抜くことで反応度投入事象を模擬する。1次系流量低下試験は、循環機停止試験と流量部分喪失試験からなり、それぞれ、循環機の停止(循環機3台中1台又は2台の停止)あるいは自動制御系により流量低下事象を模擬する。制御棒引抜き試験及び循環機停止試験は、予想される過渡現象でスクラムできない事故、いわゆるATWSを模擬したものである。
橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/09
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するとともに、高温ガス炉の安全評価用解析コードの検証及び高度化に役立つプラント過渡データを取得することを目的として実施する。安全性実証試験は、運転時の異常な過渡変化を模擬する第1期の試験及び、減圧事故等の事故を模擬する第2期の試験からなる。第1期の試験は、反応度投入事象と1次冷却材流量低下事象の模擬であり、平成14年度から開始している。平成14年度は、原子炉出力50%からの制御棒引抜き試験及び、原子炉出力30%から3台のヘリウム循環機のうち1台を停止する試験を実施した。同時に、プラント動特性コードACCORD,モンテカルロコードMVP等を用いた解析を進めている。第1期の試験は平成17年度まで実施し、平成18年度から第2期の試験を実施する計画である。
橘 幸男; 中川 繁昭; 竹田 武司; 七種 明雄; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 西原 哲夫; 沢 和弘; 伊与久 達夫
JAERI-Tech 2002-059, 42 Pages, 2002/08
JAERI-Tech-2002-059.pdf:1.63MB
本報告は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験計画について、特に、早期に実施する試験項目に重点を置いてまとめたものである。早期に実施する試験は、異常な過渡変化に相当する試験として実施する制御棒引抜試験及び1次冷却材流量低下試験である。制御棒引抜試験では、炉心中央位置の制御棒1対を引き抜くことにより、反応度投入事象を模擬する。また、1次冷却材流量低下試験では、循環機の停止(循環機3台中1台または2台の停止)あるいは自動制御系により流量低下事象を模擬する。これらの試験の結果を踏まえ、さらに、冷却材喪失事故等を模擬した試験を計画しており、現在、検討をすすめている。試験で得られた実測データは、炉心動特性コード,プラント動特性コード等の安全評価コードの高精度化と検証に利用でき、国内外の将来高温ガス炉の安全設計・評価技術の確立に活用することができる。
新谷 文将; 呉田 昌俊; 秋本 肇
Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-2), p.309 - 314, 2000/00
現在概念設計中のBWR型低減速スペクトル炉の炉心を対象として、熱水力学的観点から成立性の検討を行った。検討には過渡熱水力解析コードTRAC-BF1を用いた。定格運転状態と流量低下時の過渡状態の検討を行った。定格運転時については、沸騰遷移の発生の有無を検討するとともに、圧力損失の大きさを既存炉と比較検討した。流量低下事象については、沸騰遷移の発生の有無及び最高燃料被覆管温度の安全基準との比較について検討した。検討は、冷却系システムの設計が実施中であることから、炉心のみを対象とし、炉心入口、出口条件を既存のBWRの安全解析結果をもとに設定して行った。解析結果は、すべての概念検討中の炉心は熱水力学的に成立可能であることを示した。
杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 西島 元; 松井 邦浩; 布谷 嘉彦; 高橋 良和; 辻 博史
Cryogenics, 39(11), p.939 - 945, 1999/11
被引用回数：3 パーセンタイル：18.87(Thermodynamics)これまで強制冷凍導体(ケーブル・イン・コンジット導体)の交流損失に伴う発熱により引起こされる流量低下現象の研究を行ってきた。本論文では、より急速に加熱が行われる場合に引起こされる流量低下現象を取り扱う。急速加熱の場合の流量低下現象は、「流体法」と呼ばれるクエンチ検出技術に応用され、実用化されている。しかし、これまでこれらの定量的研究は全くなされていなかった。本論文では、急速加熱による流量低下現象の定量的研究のため、まずサンプルにより実験的に流量低下を測定した。次にこれらの評価を行うため「実効加熱時間」を定義・導入し、その評価法を考案した。
杉本 誠; 礒野 高明; 辻 博史; 吉田 清; 高野 一朗*; 浜島 高太朗*; 佐藤 隆*; 篠田 公之*
Cryogenics, 38(10), p.989 - 994, 1998/00
被引用回数：4 パーセンタイル：23.98(Thermodynamics)ケーブル・イン・コンジット導体は、その高い熱・機械・電気特性から核融合炉用コイルのような大型機器に応用されている。またその高い熱特性から、核融合用あるいは磁気エネルギ貯蔵コイルでのパルス運転用としても利点を有している。通常ケーブル・イン・コンジット導体は強制冷凍にて冷却されるため、多数の冷却流路を持つ。パルス運転による交流損失による発熱は、その大きな冷却ペリメータにより速やかに除去される。一方、導体内部の発熱は、導体入口流量の低下を招く。従ってパルス運転による交流損失による発熱により、入口流量の低下を招き、これがパルス運転への制約となる。この入口流量低下と内部発熱量の関係を定量的に論じる。併せて、パルス運転時の入口流量低下に関する設計基準を提案する。
杉本 誠; 加藤 崇; 河野 勝己; 檜山 忠雄; 上谷内 洋一*; 石田 秀昭*; 岩本 収市*; 三宅 明洋*; 戎 秀樹*; 奥野 清; et al.
低温工学, 27(3), p.239 - 244, 1992/00
DPC-TJコイルの製作及び実験はDPC計画の中で位置づけられ、遂行されてきた。本論文は1991年6月より6週間かけて行われた実験のうち、DPC-TJコイルの熱・流体特性について述べる。対象となる特性項目は、(1)予冷特性、(2)熱負荷、(3)圧力損失および(4)入口流量の低下現象の4つである。
岩村 公道
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.811 - 820, 1987/10
被引用回数：4 パーセンタイル：44.92(Nuclear Science & Technology)急激な流量低下時における過渡バーンアウト特性を、3領域熱水力コードCOBRA/TRACと、2速度モデルを用いて解析し、一様加熱円管における実験結果と比較した。その結果、流量低下時のバーンアウト発生は、液膜の消失に起因し、局所条件モデルにより予測できることが明らかとなった。流速減少率が増大するほど流路入口でのバーンアウト質量流量が減少するのは、沸騰境界の移動に時間がかかるため、入口流量が定常バーンアウト流量に達してからも蒸気流量は増加を続け、その結果生じる界面せん断力により、液膜流量が入口流量の減少に追随して減少するのを妨げられることによる。流量低下バーンアウト特性に及ぼす系圧力の効果も、このメカニズムにより説明できた。また、流量低下バーンアウトに至る時間を予測する方法を提案し、実験結果と比較した。
岩村 公道
JAERI-M 86-135, 89 Pages, 1986/09
軽水炉の流量低下事故時における燃料棒のバ-ンアウト現象の特性を調べるため、実験及び解析的研究を実施した。実験は、加熱長さ800mmの一様加熱垂直円管および環状流炉テスト部を用い、実験範囲は、系圧力0.1~3.9MPa、流速減少率0.44~770%/sである。局所流動条件は、分離流モデル及びCOBRA/TRACコ-ドにより計算した。本研究の結果 以下の知見が得られた。流速減少率が増大するほど、バ-ンアウト時の入口質量流量が減少し、系圧力が高いほど過渡効果は小さくなった。これは沸騰境界の移動が入口流量の急激な減少に追随できない為、入口流量が定常バ-ンアウト流量に達してからも蒸気流量は増加を続け、加熱面上の液膜流を保持する事による。また、本実験のみならず他の研究者による実験についても、局所条件バ-ンアウトモデルにより予測したバ-ンアウトに至る時間は、実験結果と良い一致を示した。
田中 茂; 秋場 真人; 荒川 義博*; 堀池 寛; 桜庭 順二*
Review of Scientific Instruments, 53(7), p.1038 - 1048, 1982/00
被引用回数：5 パーセンタイル：65.41(Instruments & Instrumentation)中空陰極付イオン源へのガス流量を削減する実験を行なった。電子エミッタはBa酸化物含浸Wである。中空陰極を円形又は矩形バケット型イオン源に適用して、次の結果を得た。1)イオン源の安定放電に必要な最小ガス流量は、中空陰極のオリフィス径が10mmまでは、径の増加とともに減少する。2)オリフィスの前に適当な径のMoボタンを設けると、ボタンなしの場合と比べて、最小ガス流量が半減する。3)ヒーター電流のつくる磁場と反平行に加えられた外部磁場は放電を安定化し、磁場なしの場合と比べて、最小ガス流量を半減させる。4)ボタンと反平行磁場を組み合わせると、最小ガス流量を、それらがない場合の値(9.5Torr.l/s)の1/4まで減少させる。これらの効果の理由を、アーク放電の枯渇の理論に基づいて説明した。
黒柳 利之; 岩村 公道
JAERI-M 8774, 138 Pages, 1980/03
過渡沸騰試験装置を用いて流量低下バーンアウト実験を行ない、過渡バーンアウト発生条件に対する諸パラメータの影響を調べた。テスト部は内径10mm、加熱長さ800mmのステンレス鋼製垂直上向管内流路で、直流直接通電により加熱した。実験範囲は以下の通りである。圧力:0.5~3.9丸Mpa、熱流束:2.16~3.86
10
W/m
、入口温度:66~201
C、流量低下時間:0.35~83sec。実験結果を過渡時と定常時のパ-ンアウト発生時入口質量速度比(G
/G
)と流速減少率(%/sec)との関係で整理し、以下の諸点が明らかとなった。1)流速減少率が、ある境界値以上となると、G/Gは1より減少し始める。2)流速減少率増大時の(G/Gの低下率は、圧力が高い程小さくなる。3)入口サブクール度、熱流束、初期質量速度等の影響は、本実験範囲内では特に認められない。
黒柳 利之; 岩村 公道
JAERI-M 7489, 84 Pages, 1978/01
軽水炉PCM時の過渡沸騰に伴う諸現象の概要を知るため、常圧大気開放ループを用いて、流量低下過渡バーンアウト実験を行なった。テスト部は内径8mm、長さ800mmのステンレス管で、直流直接通電により加熱した。実験範囲は、熱流束:0.87~1.6610kcal/hm、入口温度:30~80C、初期質量速度:1.8~3.810kg/hm、流量減少過度時間:0.07~70sec、流速減少率:0.24~1100cm/sec/secである。実験結果より、流速減少率がある程度以上大きくなると、流路圧力や壁温の挙動に、流量低下過渡バーンアウト特有の諸現象が見られること、同一熱流束におけるバーンアウト発生時入口質量速度はかなり減少することなどがわかった。
