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辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*
Proceedings of 14th International Symposium on Advanced Science and Technology in Experimental Mechanics (14th ISEM'19) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2019/11
ナトリウム冷却高速炉の炉容器内の自然循環流動場を模擬した縮尺水試験装置を用いて粒子画像流速計測(PIV)を実施している。自然循環流動場の温度変動は屈折率の変化を引き起こし、粒子画像に歪みを生じさせる。このため温度変動はPIV計測の不確かさに影響する。本研究では自然循環流動場でのPIV計測に対する温度変動の影響を評価する。
高田 昌二; 関田 健司; 根本 隆弘; 本多 友貴; 栃尾 大輔; 稲葉 良知; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
高温ガス炉熱利用系の安全設計方針の策定のため、原子炉に対する外乱の影響を評価する必要がある。出力運転における核熱供給試験を模擬するため、新たな試験手順を考案して、核熱供給試験(コールド)を実施した。熱利用システムにおける異常事象の安全評価を行うため、試験結果は、炉床部温度を計算する数値解析コードの解析モデルの検証に使われた。試験では、ヘリウムガス温度がヘリウムガス圧縮機の圧縮熱により120
Cまで加熱された状態で、十分高い外乱を原子炉入口温度に付加する必要がある。しかし、冬季運転において、冷却水の凍結防止のため、最終ヒートシンクからの放熱に技術的な制限があった。試験手順の改善の結果、十分な温度外乱が原子炉入口温度に投入された。金属構造物の応答は炉床部構造物の黒鉛ブロック温度の応答より速いことがわかった。温度の応答は、構造物の熱容量、外乱の大きさ及び伝熱条件に大きく影響を受けた。
桑原 純; 長谷川 賢一*; 野崎 正憲*; 小林 一夫; 村田 宏*
IEEE Transactions on Nuclear Science, NS-20(1), p.618 - 626, 1973/01
ナトリウム冷却高速炉の個々の燃料集合体出口に装着される熱電対に関し、限られたセンサーからより有効な情報を取り出し、またバンドル中の局部閉塞の発生を早期に検出するために3素線熱電対をさきに提案した。3素線熱電対とは通常のCA熱電対にシース材と同質のステンレス綱線を1本加えるものである。局部閉塞早期検出と温度ゆらぎ相互相関流速計への応用の可能性を知るための予備実験を既存ループを利用して実施した。実験の結果ステンレス綱線とステンレス綱シース間の組み合せは温度ゆらぎ検出端として極めて高性能なことが立証できた。それは優れた応答性と局部性によるものと思われる。相関流速計の性能は新方式で大きく改善されることが立証された。局部閉塞早期検出の見通しは明るい。今後KNK炉での実証実験で成否が実証できよう。燃料出口モニタリング試案とともに、ノイズの中から信号を取り出すためのプロセス・フィルタと言うべき方法についても言及している。
斎藤 慶一
Journal of Nuclear Science and Technology, 5(10), p.541 - 543, 1968/00
抄録なし
