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亀尾 裕; 中島 幹雄; 平林 孝圀*
Nuclear Technology, 144(1), p.76 - 82, 2003/10
被引用回数：1 パーセンタイル：10.88(Nuclear Science & Technology)原子炉施設の解体前除染技術として、アルミナ又は鋳鉄グリット研磨材と空気の旋回流を利用した乾式除染技術について検討した。旋回流によるステンレス及び炭素鋼配管の研削挙動を調べた結果、配管内表面の研削深さは空気流速の累乗及び研磨材濃度に比例して増加することがわかった。除染条件を最適化した後、動力試験炉(JPDR)の原子炉水浄化系統から切り出した汚染配管に対する除染試験を行った。これらの試験から、本技術が原子炉施設の廃止措置における解体前除染技術として有効であることが明らかになった。
塙 悟史; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 石原 正博; 伊藤 治彦
JAERI-Tech 2003-064, 25 Pages, 2003/07
JAERI-Tech-2003-064.pdf:2.84MB
材料試験炉(JMTR:Japan Materials Testing Reactor)は、第147サイクルの共同利用運転中に、一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管からの水漏れが確認されたため、12月10日に原子炉を手動停止した。当該圧力計導管については、充填ポンプが加振源となり圧力計導管が振動し、その繰り返し荷重によりき裂が発生・進展した可能性がある。このため、当該部の振動解析と応力解析を実施した。振動解析の結果、充填ポンプNo.1圧力計導管の固有振動数は53
58Hz程度と推定され、共振周波数である50Hz(充填ポンプ回転数)に近い状態にあった。応力解析の結果、振動により当該圧力計導管に発生する応力は固有振動数53Hzで63MPa,58Hzで25MPaと求められた。振動による応力と、自重と内圧による応力の合計値を計算すると、固有振動数53Hzで112.2MPa,58Hzで74.2MPaになる。これらの発生応力は使用材料の疲れ限度に近い値であり、充填ポンプNo.1の圧力計導管に生じたき裂は、充填ポンプの振動に起因する疲労によるものと推測された。
き裂発生原因の調査ワーキンググループ
JAERI-Tech 2003-060, 183 Pages, 2003/07
JAERI-Tech-2003-060.pdf:55.37MB
日本原子力研究所大洗研究所の材料試験炉(JMTR)において、平成14年12月10日に一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管に水漏れが確認された。また、水漏れ停止後に行った外観観察及び浸透探傷試験の結果、当該圧力計導管にき裂が確認された。このため、水漏れ発生の原因と対策及び安全管理への取組みについて検討するために、日本原子力研究所内外の専門家から構成する「JMTR計測用配管水漏れ調査検討委員会」が平成14年12月16日に設置された。これを受けて、当該圧力計導管におけるき裂発生の原因を調査するためのワーキンググループを材料試験炉部に設置し、圧力計導管とその溶接部分を含む試料を切り出し、ホットラボ施設において外観検査,破面観察,金属組織観察,硬さ測定等を実施した。本報告書は、これらのデータをまとめたものである。
JMTR計測用配管水漏れ調査検討委員会
JAERI-Review 2003-014, 117 Pages, 2003/03
JAERI-Review-2003-014.pdf:27.62MB
日本原子力研究所大洗研究所材料試験炉(JMTR)において、平成14年12月6日に、漏水検知器の警報が発報し、平成14年12月10日、一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管に水漏れが確認された。日本原子力研究所では、所内外の専門家から構成する「JMTR計測用配管水漏れ調査検討委員会」を平成14年12月16日に設置して、平成15年1月6日までに公開による委員会を3回開催し、水漏れ発生の原因と対策及び安全管理への取組みについて検討を行った。本報告書は水漏れ発生の原因と対策及び安全管理への取組みについて取りまとめたものである。
桜井 文雄; 熊田 博明; 神永 文人*
日本原子力学会誌, 42(4), p.325 - 333, 2000/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本研究においては、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持装置としての性能を評価するためのプログラムを開発し、その試験・研究炉への適用性を実験的に検討した。本プログラムにおいては、サイフォンブレーク弁から吸入された空気と1次冷却水が配管内において完全に分離するとした気液完全分離モデルを採用した。本モデルにより、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持性能は確実に評価できることを検証した。また、非常に流出流量が大きい1次冷却系配管破損事故における冷却水流出事象を精度良く解析するためには、空気の巻き込みを伴う渦(air-entraining vortex)の発生を考慮する必要があることが明らかとなった。
伊藤 彰*; 中平 昌隆; 高橋 弘行*; 多田 栄介; 中島 義種*; 上野 修*
JAERI-Tech 99-026, 158 Pages, 1999/03
クライオスタットは真空容器と超伝導コイルを格納する円筒状容器であり、4Kという低温で運転される超伝導コイルの真空断熱を目的に、クライオスタット内部は圧力が10
Paに維持される。また、クライオスタットは放射性物質の第2障壁を形成する。圧力抑制システムは炉内冷却水漏洩により、真空容器内部圧力が設計値0.5MPa以上となることを防止するためのシステムであり、真空容器及び生体遮蔽体の下方に設置される圧力抑制タンク並びに真空容器とタンク間を接続する放出配管からなる。今回、ITER用クライオスタット及び圧力抑制システムの構造設計並びに製作、現地組み立て手順及びスケジュールの検討を行い、詳細構造を明らかにしたので、これを報告する。
久木田 豊; 生田目 健
Nucl.Eng.Des., 85, p.141 - 150, 1985/00
被引用回数：6 パーセンタイル：64.6(Nuclear Science & Technology)BWRの冷却材喪失事故時においては、圧力抑制プール内での直接接触蒸気凝縮により、プール境界構造物に好ましくない動的圧力荷重が作用する。プール境界荷重の大きさは、多ベント管(約100本)の出口で発生する凝縮過程間の有限の非同期によって影響される。本論文では、BWR Mark II圧力抑制系中の7本の実寸ベント管を模擬した大型実験よりの実験データについて、プール境界荷重に及ぼす凝縮非同期の効果について調べる。時間及び周波数領域で実験データを解析することにより非同期効果を調べる。実験結果を実際のプラント形状へ外挿する試みが行われる。非同期の原因となるメカニズムについても議論される。
岡崎 元昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(1), p.30 - 42, 1979/00
被引用回数：8圧力抑制系を有する格納容器の冷却材喪失事故時、主として蒸気がベント管を通って凝縮用プール内に吹きこまれるようになると、圧力抑制系内の各所に注目すべき圧力振動が発生することが知られている。本報は1本のベント管出口において蒸気が凝縮する際、そこに形成される水界面の複雑な動きと温度変動に伴ってそこでの蒸気凝縮量が変動し、ベント管内の流量変動に伴なう複雑な圧力振動が発生することを骨子とした圧力振動モデルを提出する。計算はマルビケン炉による実物格納容器での代表的な実験条件で行い、実験結果と比較した。その結果、計算結果は実験データに示される圧力振動数ならびに圧力振巾をよく説明するものであると判断された。本モデルによる解析コードはVIBCONと称する。
岡崎 元昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(12), p.897 - 906, 1979/00
被引用回数：1前報で提出した、ベント管出口で球付状水界面を形成する解析モデルの有用性を調べるため、圧力振動現象に関与する因子の影響度について調べた。取り上げた影響因子は本モデル内で使用している全ての係数,装置の大きさに関係するものとしてベント管長さ,ベント管浸水深さ,ヘッダー容積,ベント管径、そして熱水力条件に関係するものとしてプール表面圧力ならびにプール水温である。これらの因子の内、プール水温を除いて本解析モデルは蒸気凝縮時に発生する圧力振動現象をよく説明するものであることが示された。特にベント管径の影響については別途行なわれた実験と比較し、振動数が計算値とよく一致することが示された。振幅については計測器の不都合のため比較できなかった。
