Indirect air cooling techniques for control rod drives in the high temperature engineering test reactor

竹田 武司; 橘 幸男

Nuclear Engineering and Design, 223(1), p.25 - 40, 2003/07

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(03)00002-5

HTTR(高温工学試験研究炉)の16対の制御棒は反応度変化を制御するため用いられる。HTTRは日本初の高温ガス炉であり、原子炉出口ガス温度は950C,熱出力は30MWである。原子炉圧力容器の上部に取り付けられている制御棒用スタンドパイプには、制御棒駆動装置が1個ずつ収納されている。制御棒駆動装置の温度が180Cを越える場合、電磁クラッチの電気絶縁性が低下し、制御棒駆動装置が正常に機能しない恐れがある。31本のスタンドパイプはスタンドパイプ室に林立しており、中央にある制御棒用スタンドパイプを効果的に冷却すべきである。そこで、適切な空気吹出しノズルと空気吸込口を有する1対のリング状ダクトを介して、空気の強制循環により制御棒駆動部を間接的に冷却することとした。解析結果に基づくリング状ダクトをスタンドパイプ室に据え付けた。HTTRの出力上昇試験の評価結果から、全出力運転及びスクラム時において、制御棒用スタンドパイプ内の電磁クラッチ及びその回りのヘリウムガス雰囲気温度はそれぞれ180C,75Cを下回ることが明らかになった。

Water experiment of high-speed, free-surface, plane jet along concave wall

中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1268 - 1275, 1997/00

IFMIF装置の液体リチウムターゲットを水流で模擬し、その凹面壁を流下する高速の板状噴流の安定性を、約17m/s以下の流速で調べた。今回新たに採用した直列2段の2次元レデューサノズルは、内壁で剥離を生ずること無く、安定で均一な流速分布の噴流を生成した。噴流の表面には長さに沿って2次元、3次元の界面波が生じたが、全長130mmに渡り、大きさの変化は小さかった。噴流内の流速分布は、ノズル出口付近で自由渦の流速分布(半径に反比例)に変化し、この結果噴流の厚さが増加した。1次元運動方程式を用いた厚さ予測は、この変化を考慮に入れることで実験結果を良く予測した。

Thermal and stress analyses of the reactor pressure vessel lower head of the Three Mile Island Unit 2

橋本 和一郎; 鬼沢 邦雄; 栗原 良一; 川崎 了; 早田 邦久

Int. J. Press. Vessels Piping, 52, p.25 - 40, 1992/00

https://doi.org/10.1016/0308-0161(92)90057-M

TMI-2号機圧力容器下部ヘッドのステンレスライナーに生じた亀裂の要因を解明するため、有限要素法解析コードABAQUSを用いた解析を行った。解析では、TMI-2事故時に約20トンの炉心溶融物が下部ヘッドに堆積した時点から7200秒間を対象とし、溶融物の冷却がある場合と無い場合について解析を行った。その結果、均一デブリ層に対し冷却がある場合、下部ヘッド貫通ノズルの溶接部近傍に最大応力を生じた。この結果は、TMI-2号機の下部ヘッド検査で明らかになった亀裂の位置と一致した。

ROSA-III 50% Break Integral Test Run 928; Break Configuration Sensitivity Test

与能本 泰介; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 鈴木 光弘; 村田 秀男

JAERI-M 85-151, 216 Pages, 1985/10

JAERI-M-85-151.pdf:5.09MB

本報は、ROSA-IIII装置を用いて行われたRUN928の実験結果について記述したものである。本装置は、電気加熱ヒーター、破断模擬部、緊急炉心冷却(ECCS)を有する体積比(1/424)のBWR/6型原子炉模擬装置である。RUN928は、HPCSディーゼル発電機の故障を仮定した再循環ポンプ入口側配管における50%破断実験であり、破断口形状感度実験のひとつとして行われた。のど部の長いノズルが破断口として用いられた。被覆管表面最高温度(PCT)は、888Kであり、破断後198秒の再冠水期に記録された。全炉心はECCSにより完全にクエンチされECCSの有効性が確認された。 本報では、RUN928の実験結果が破断ロとしてオリフィスを用いた50%スプリット破断実験であるRUN916の実験結果と比較されている。RUN928の炉心の露出開始は、サブクール水の破断流量が少ないためRUN916の場合より少し遅くなった。しかしながら、炉心露出期間は両実験においてほぼ同じであった。RUN928のPCTはRUN916より29K高かった。

Piping cracks in JPDR, 4; Analysis of cause of cracks found near weld joints connecting reactor vessel nozzlesafe-end to pipe

二村 嘉明; 鳥飼 欣一; 小川 豊; 木下 武彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(2), p.137 - 146, 1979/00

https://doi.org/10.3327/jnst.16.137

JPDRのオーステナイト系ステンレス鋼配管のノズルセーフエンドと配管溶接部の近傍に円周方向のクラックが検出された。広力解析、溶接条件、環境条件(溶接酸素及び塩素濃度、流動状況、温度)金属検査、過去の運転状況の点より、クラックの原因を調査し解析した。さらに原因追求のために実規模のモックアップによる疲労試験をも実施した。調査解析の結果、クラックは応力腐食割れによるものであり、溶接時の過大な入熱により鋭敏化された熱影響部に、降伏応力を越える応力が加わり旦って環境効果が加わり、クラックが発生し、粒界に沿って進展して行ったのもであることがわかった。