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鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫
日本機械学会2005年度年次大会講演論文集, Vol.3, p.223 - 224, 2005/09
PWR冷却材喪失事故(LOCA)時における運転員の的確なアクシデントマネジメント(AM)操作に必要な原子炉計装として、保有水量検出システムと炉心出口温度計(CET)を取り上げ、それらの特性に関する実験結果を述べる。原研のROSA-V/LSTF実験施設を使用した実験では原子炉底部小破断LOCAを模擬し、高圧注入系の不作動と蓄圧注入系からの非凝縮性ガス流入がある場合に、AM策の1つである2次系減圧の効果について明らかにした。その中で水位計3種による保有水量検出システムは、初期状態から炉心露出に至る過程で大部分の保有水変化を検出した。また炉心過熱条件を検出するためのCETの特性は、2次系減圧操作時の凝縮水流下により著しく阻害された。
柴本 泰照; 佐川 淳*; 久木田 豊*; 中村 秀夫
混相流, 17(2), p.171 - 179, 2003/06
水/溶融物混相流実験への適用を目的として、局所における流体相判別と温度計測を同時かつ高速で行う複合プローブを開発した。細径の露出型熱電対を用いて、温度測定と同時に、溶融金属・水・蒸気のいずれの相の温度を測定しているかを検出する。100kHzの交流信号を熱電対に印加し、熱電対と接地間の電気イピーダンスを計測することで相判別を行う。交流信号は、アンプで増幅される前にローパスフィルター(LPF)によって温度信号から分離される。初期設計段階では、熱電対が金属相に接触し、電気的に接地されるたびに温度信号に大きなノイズがでる問題が生じたが、LPFを再設計することでこれを改善した。最終設計では、水-溶融物-蒸気各々の相に対して、相表面の高速移動と温度変化の計測に成功した。
鈴木 光弘
Proc. of the 2nd ASME/JSME Nuclear Engineering, p.63 - 68, 1993/00
加圧水型原子炉を模擬する大型非定常試験装置(LSTF)の小破断冷却材喪失事故実験を対象として、炉心冷却不全(ICC)事象を検出する炉心出口温度計(CET)の検出特性を明らかにした。1979年の米国TMI事故以降、直接的なICC検出システムとしてCETは重視されてきたが、大口径破断を中心とした米国LOFT実験での特性研究以外では、このCET特性を明らかにした研究はない。本報では、高圧注入系の不作動等を仮定してICC条件を作り、破断位置及び破断口径等の実験条件を変えた21件の実験を対象として次の結果を得た。1)小口径破断のICC条件下では、CET温度特性はICC検出に役立つ。2)検出おくれ時間は低温側破断で破断口径が大きい程長くなり、10%破断では検出できなかった。3)低温側10%破断の場合を除き、ICC検出おくれ時間を、CETの検出時間(破断後)の関数で表わした(誤差
11%以内)。なお一般化の課題も示した。
鈴木 邦彦*; 稲垣 嘉之; 近藤 康雄; 井岡 郁夫*; 宮本 喜晟; 川上 春雄*; 神坐 圭介*; 圭介*
日本原子力学会誌, 34(1), p.59 - 62, 1992/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.36(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心出口7領域の冷却材温度(約950
C)は、各領域に挿入された熱電対により運転時に常時監視される。この熱電対は、炉心の状態を観察するうえで重要な計測機器であり、原子炉圧力容器の外側から炉内構造物を貫通して炉心出口領域まで挿入され、交換可能な構造となっている。この熱電対の構造健全性を確認するために、HENDELT
試験部に設置されたHTTRと同等の構造を有する熱電対について、約7000時間使用後に材料試験等を実施した。その結果、シース材及びセラミックコーティング処理を行った保護管の腐食及び強度低下は、実用上問題のない範囲であった。また、新しい熱電対との交換も支障なく行われ、交換性についても確認した。
鈴木 勝男
NE-85-2, p.11 - 20, 1985/00
高温ガス炉の計装制御の現状と課題について述べた。まず、制御系については、FSV炉,THTR及びVHTRの制御系の機能要求,制御方法及び構成を概説し、各々の制御特性解析結果が良好であることを示した。核熱直接利用炉については、稼働率,運転制御及び安全性の観点から問題点を指摘した。次に、計装の現状と課題について、特にVHTRの核計装設計の観点から、高感度,耐ノイズ特性に優れた中性子検出器の開発が必要であることを述べた。また、実験炉の炉内計装用の熱電対の研究開発の現状と最近の熱雑音温度計についても簡単に言及した。
鶴田 隆治; 藤城 俊夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(7), p.515 - 527, 1984/00
被引用回数：10 パーセンタイル：70.73(Nuclear Science & Technology)反応度事故時の燃料挙動を調べる上で被覆管表面温度は重要な情報を与えるため、温度測定に付随する熱電対のフィン効果の程度を知る必要がある。本報では、燃料棒が高温となる膜沸騰状態において熱電対のフィン効果を評価するための式を導出し、自然対流ならびに強制対流の場合を例にとってその結果を示した。さらに、種々の太さの熱電対による温度測定実験を行い、酸化膜厚から評価した温度降下が導出した評価式による結果と良く一致することを示した。以上の結果に基づき、自然対流条件下において被覆管温度が1000Cを超える場合、線径0.2mmおよび0.3mmの熱電対(Pt-Pt・13%Rh)による温度降下はそれぞれ約120Cおよび約150Cとなることを示し、また、線径・被覆管温度とともにフィン効果が増し、とりわけ強制対流条件下やクエンチ点近傍のような蒸気膜が薄い場合にフィン効果は大きくなることを確認した。
柳原 敏; 塩沢 周策; 斎藤 伸三
JAERI-M 8200, 22 Pages, 1979/05
本研究は、NSRR実験で照射した燃料について、被覆管外表面の酸化膜厚さを円周方向に測定し、酸化膜厚さと被覆管表面の最高温度が強い相関を持つことから、円周方向の最高温度分布を推定した結果についてまとめたものである。実験の結果以下のことが明らかになった。(1)熱電対の取り付け部では、熱電対がフィンとして作用したことによる冷却効果等により、他の部分に比べて常に温度が低い。(2)被覆管の横断面についてみると、円周方向で大きな温度差が生じており、測定温度が約1200C以上の場合には、約100C~600Cの温度差が出来ていることが予想された。この温度分布は、円周方向に沿って展開すると正弦波状になることが多いことから、ペレットが偏心してギャップ幅に差を生じ移動熱量が異なったことによるものと考えられる。
塩沢 周策; 柳原 敏; 斎藤 伸三
JAERI-M 8187, 21 Pages, 1979/03
NSRR実験で照射した種々の燃料棒を熱電対取付け部で切断し、酸化膜厚さを光学顕微鏡により測定した。この結果、酸化膜厚さは被覆管表面の最高温度に対応していた。一方、熱電対で測定した温度履歴より計算により酸化膜厚さを求めた。この結果、酸化膜厚さの約90%は被覆管温度が最高値近傍100Cの範囲にある僅かな時間に生じたものであることが知れた。また、測定値と比較した結果、被覆管表面最高温度が約1,400C以下では良く一致した。しかし、それ以上では、測定値の方が大きく、その原因としては、熱伝導率が極端に悪い酸化膜がある程度厚くなると被覆管表面と内面に有意な温度差が生じるため表面温度を用いて酸化量を評価することに問題があること、およびPt/Pt-13%Rhの熱電対がジルカロイと共晶反応を起こすため高温での測定結果の信頼性に問題があること等が考えられ、これらについても考察を行なった。
石井 忠彦; 田中 勲
JAERI-M 7152, 31 Pages, 1977/07
ジルコニウム合金とステンレス鋼を摩擦圧接によって接合する方法を開発した。圧接は60トン摩擦圧接機によって行なった。供試材は直径15mm、長さ100mmのジルカロイ-4およびSUS304ステンレス鋼であった。この接合継手について、機械的および金属組織的な試験を実施し、さらに、JMTRの加圧水ループにおいて照射試験を実施した。その結果、この接合継手は中心温度測定を行なう軽水炉燃料ピンの端栓材として使用できることが判った。この報告書には、摩擦圧接の方法およひ各種試験の結果の詳細が述べられている。
