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山内 通則*; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 川崎 弘光*
Proceedings of 21st IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2005) (CD-ROM), 4 Pages, 2005/09
ITERでは、冷却管の破裂等による真空容器内の異常圧力上昇を抑制するために、圧力緩和系ラインが設けられている。この緩和系は遮蔽ダクトにより外部への中性子漏洩を抑えられているが、内部をストリーミングする成分は、真空境界としての破裂弁を放射化して作業員の被曝低減のための管理を困難にする。保守作業時に破裂弁周りの空間線量率を制限値(10
Sv/h)以下にするために、ストリーミングに対する簡易計算コードDUCT-IIIを用いて遮蔽ダクトの設計条件を検討した。またダクト遮蔽体の最適構造を、3次元モンテカルロ計算コードMCNPを用いて評価した。その結果、断面が1.2m
1.2mの遮蔽ダクトの場合、屈曲数は1回以上、第1脚の長さは3m以上必要なこと,ダクト遮蔽体厚さは15cm程度必要だが、最適化により30%程度体積を低減できること等を明らかにした。
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：64.59(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。
久木田 豊; 生田目 健; 斯波 正誼
Nucl.Eng.Des., 77, p.117 - 129, 1984/00
被引用回数：11 パーセンタイル：73.13(Nuclear Science & Technology)BWRの大口径LOCAの初期には、ドライウェル内の空気が圧力抑制プール内に急速に流入し、これに伴うプール水の流動の結果、ピールバウンダリ構造物およびプール内部構造物に種々の水力学的動荷重が加わる。本報では、原研で実施したBWR MarkII格納容器に関する実物大試験の結果に基づいて、原子炉安全評価に用いられる解析モデル(評価モデル)の妥当性を検討し、評価モデルがこれらの動荷重を過大に(保守的に)予測すること、またこれらの動荷重による格納容器内圧力上昇が、格納容器設計圧力を上まらないことを明らかにした。
久木田 豊; 加藤 正美*; 守屋 公三明*; 黒木 道雄*; 生田目 健*; 斯波 正誼
JAERI-M 83-186, 171 Pages, 1983/10
本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験において得られた試験結果のうち、昭和53~55年度に実施した水放出試験12ランにおける蒸気凝縮荷重の定量的評価を行ったものである。蒸気凝縮振動およびチャギング現象によってもたらされる圧力抑制プールバウンダリ荷重の大きさを、RMS値、パワスペクトル密度、応答スペクトルによって評価し、これらの量の上限値を与えるデータを選択することによって、実炉の荷重を保守的に評価するためのデータベースを作成した。また、熱水力条件と荷重の大きさとの関係、ならびにチャギングによる荷重に対するベント管相互の非同期の影響について調べた。
生田目 健*; 久木田 豊; 竹下 功
JAERI-M 83-185, 44 Pages, 1983/10
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験を用いて行った試験のうちの7ランについて、一次系からの放出流量とベント管内の蒸気流速の評価を行った。本評価は、ブローダウン時の格納容器内熱水力挙動に支配的な影響をおよぼすこれらのパラメータの時間変化を評価することにより、試験データの解析に資することを目的としている。一次系放出流量の計算にはRELAP4/Mod5コードを用い、圧力容器内の圧力、ボイド率分布、混合水位などに関して計算結果が試験結果と一致するように、RELAP4の入力パラメータである流路損失係数、気泡速度・気泡分布係数、および放出ノズルにおける流出係数を調節した。ベント管内の蒸気流速は、一次系から流出した流体がドライウエル内で断熱かつ準定常な変化をすると仮定して計算した。
山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健
JAERI-M 83-101, 108 Pages, 1983/07
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験では、装置固有のFSI(Fluid Structure Interaction)の影響を軽減することを目的として、昭和56年8月20日から11月25日にかけて格納容器のシェルおよびウェットウェル底面の強化工事を実施した。また、試験データの質、量の拡充をはかるため、試験開始以来、数次にわたりデータ計測系の増設や改造を実施した。本報告書は格納容器強化工事とデータ計測系の増設および改造の仕様と、主要な計測データの誤差についてまとめたものであり、試験データの解析、評価のための利用に供する。
久木田 豊; 岡崎 元昭; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 8355, 132 Pages, 1979/08
昭和51年12月から52年6月にかけて、わが国のBWR所有者グループの出費のもとに、受託試験研究「BWR格納容器1/6スケールの健全性に関する試験研究」を実施した。本試験研究は、BWR用MarkII格納容器を1/6に縮尺した試験部を使用し、LOCA時の格納容器動荷重の原因となるプールスウェルおよび蒸気凝縮現象に関するデータを得ることを目的とするものである。本報では、試験装置の概要および実施された計23ランの試験条件および試験結果を報告する。
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。
