検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 4 件中 1件目~4件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

ガスが溶存した地下水を含む泥岩中の割れ目を対象とした原位置トレーサー試験条件の設定に関する検討

武田 匡樹; 石井 英一; 大野 宏和; 川手 訓*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 25(1), p.3 - 14, 2018/06

泥岩中における断層帯および掘削影響領域(EDZ)に発達する割れ目は、主要な水みちとして機能することがあるため、これらの構造における物質移行特性を評価することは、高レベル放射性廃棄物の地層処分における安全評価において重要である。しかし、泥岩中の割れ目を対象とした原位置トレーサー試験の適用事例は国内外含めて非常に少ない。そこで、日本原子力研究開発機構では、稚内層と呼ばれる珪質泥岩中の割れ目を対象に、非収着性であるウラニンを用いた原位置トレーサー試験を実施した。トレーサー試験の結果から、注水流量を揚水流量より大きくした場合に脱ガスの影響を低減することができる一方で、同様の条件ではトレーサー回収率が低くなったことから、本稿で報告したトレーサー試験においては、注水流量を揚水流量よりもやや高く設定することが適切な試験条件であることが分かった。ガスが溶存した地下水を含む岩盤を対象に注水および揚水を伴う原位置トレーサー試験を実施する際は、注水と揚水の流量比が(1)脱ガスの発生に与える影響、(2)トレーサー回収率に与える影響の双方を評価することが、脱ガスを抑制しつつトレーサー回収率を高めるための適切な試験条件を見出すことに有効である。

報告書

Fission gas release from rock-like fuels, PuO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$(Y){or ThO$$_{2}$$}-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-MgO at burn-up of 20 MWd/kg

柳澤 和章; 大道 敏彦; 金澤 浩之; 天野 英俊; 山原 武

JAERI-Research 97-085, 31 Pages, 1997/11

JAERI-Research-97-085.pdf:2.38MB

2種類の燃料を製造した。一つは20w/oPuO$$_{2}$$にThO$$_{2}$$-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-MgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$を混ぜたものであり、もう一つは23w/oPuO$$_{2}$$にZrO$$_{2}$$(Y)-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-MgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$を混ぜたものであり、燃料の形態として外径3mm肉厚1mmのディスク[円板]状を採用した。この2種類の燃料につき、通常運転下での燃料ふるまいを研究する目的で試験研究炉(JRR-3M)を用い平均燃焼度20MWd/kg(最高27MWd/kg)まで照射を実施した。照射後試験にて以下の事柄を見出した。(1)低い照射温度($$<$$1000$$^{circ}$$C)にも拘わらず、著しい割合のFPガス放出(FGR)が起こっており、燃料の微細組織を研究した結果、FPガスが燃料マトリックスから開気孔を通じて直接ギャップ空間に放出されたと考えられた。(2)セシウム(Cs)が燃料マトリックスからプレナム領域まで移行していた。その量は、生成量の約20%程度である。この原因の一つは、使用した円板型燃料の半径方向温度分布がわずかであるが一定でなかったためであり、もう一つは製造段階からこの燃料はセシウム保持能力が弱かったためであろうと考えられる。

論文

PWR thermal-hydraulic phenomena following loss of residual heat removal(RHR) during mid-loop operation

中村 秀夫; 久木田 豊

Int. Conf. on New Trends in Nulear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.77 - 86, 1994/00

加圧水型原子炉(PWR)停止時に炉心を冷却する余熱除去(RHR)系が、1次系水位を水平配管付近に低下して行われるミッドループ運転中、何らかの原因で停止する事象について、ROSA-V/LSTF装置を用いて模擬実験を行った。本事象発生時には、空気等の非凝縮性気体が気相部を満たしている為、高圧の炉運転時に発生する冷却材喪失事故(LOCA)とは異なる複雑な熱水力現象が予想される。また、炉停止時にはECCSや主要な計測器が使用できない場合がある。実験は、1次系圧力境界に作業用開口部を仮定した場合を含めて7回行い、炉心内冷却材の沸騰開始までの時間余裕、その後の圧力上昇、蒸気移動、主冷却材分布及び炉心露出といった主要な熱水力現象に対する、非凝縮性気体、作業用開口部の有無や位置及び蒸気発生器2次側冷却材等の影響を明らかにした。本報告は、これらの結果をまとめたものである。

論文

Loss of Residual Heat Removal(RHR) event during PWR mid-loop operation; ROSA-IV/LSTF experiment without opening on primary loop pressure boundary

中村 秀夫; 片山 二郎; 久木田 豊

Power Plant Transients,1992; FED-Vol. 140, p.9 - 16, 1993/00

これまで、PWRのミッドループ運転(原子炉停止時に、炉心崩壊熱を余熱除去系を用いて除去しつつ、一次系水位を水平配管付近まで下げて各種作業を行う)時に、余熱除去系が何らかの原因で停止し、炉心冷却材が沸騰する等、いくつかの事象例が報告されている。なお、ミッドループ運転時には、一次系は大気圧で室温に近く、気相部は非凝縮性ガス(空気又は窒素)で満たされている為、事象では、非凝縮性ガスが関与した複雑な熱水力挙動が発生する。ここでは、LSTF装置を用い、1次系に開口部が無い条件で実施した模擬実験の結果をまとめた。実験では、余熱除去系停止後、炉心沸騰、蒸気発生器(SG)での蒸気凝縮が生じたが、それに伴い、1次系気相部内の非凝縮性ガス(空気)がSG伝熱管内に蓄積されることが観察された。更に、簡単なモデルを用いた1次系の圧力予測を行い、1次側圧力を低く保つために、SGの2次側冷却材が重要な働きをすることを示した。

4 件中 1件目~4件目を表示
  • 1