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竹田 武司; 大津 巌
Nuclear Engineering and Technology, 50(6), p.829 - 841, 2018/08
被引用回数：14 パーセンタイル：79.14(Nuclear Science & Technology)An experiment was conducted for OECD/NEA ROSA-2 Project using LSTF, which simulated 17% hot leg intermediate-break LOCA in PWR. Core uncovery started simultaneously with liquid level drop in crossover leg downflow-side before loop seal clearing, and water remaining occurred on upper core plate. Results of uncertainty analysis with RELAP5/MOD3.3 code clarified influences of combination of multiple uncertain parameters on peak cladding temperature within defined uncertain ranges. An experiment was performed for OECD/NEA PKL-3 Project with PKL. The LSTF test simulated PWR 1% hot leg small-break LOCA with steam generator secondary-side depressurization as accident management measure and nitrogen gas inflow. Some discrepancies appeared between the LSTF and PKL test results for primary pressure, core collapsed liquid level, and cladding surface temperature probably due to effects of differences between LSTF and PKL in configuration, geometry, and volumetric size.
向井 悟*; 梅原 隆司*; 塙 悟史; 笠原 茂樹; 西山 裕孝
Proceedings of 20th International Conference on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems (NPC 2016) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2016/10
日本のPWRでは、水の放射線分解抑制のために、一次冷却材中の溶存水素濃度は25
35cc/kg-H
Oの範囲に制御されている。しかし、日本では被ばく低減の観点から、溶存水素濃度の低下を目指している。そこで、溶存水素濃度を低下したときの一次冷却材中の放射線分解生成物の濃度について、
線,高速中性子、及び
B(n,
)
Li反応によるアルファ線を考慮した放射線分解モデルにより評価した。その結果、溶存水素濃度が5cc/kg-HOに低下しても放射線分解が抑制されることが示された。異なるG値と主要反応の速度定数がHOとOの濃度に及ぼす影響を水素注入条件下で調べるとともに、ホウ酸水中でのアルファ線による放射線分解の影響にも注目した。
柴本 泰照
JAERI-Research 2005-016, 127 Pages, 2005/08
JAERI-Research-2005-016.pdf:4.54MB
高温の融体の表面に注がれる水の沸騰は、融体中に水が侵入することで伝熱面積が拡大することとあいまって、高効率の熱伝達を提供する。本研究は、融体中に水が強制注入される場合(冷却材注入モード)について、融体と水との間の力学的・熱的相互作用を支配する現象を解明し、将来の工業上の応用に資することを目的としている。同現象は冷却材注入モード以外の他の燃料-冷却材相互作用(FCI)の結果として生じることも指摘されており、FCI素過程の解明に資することも期待できる。本研究では、実験的なアプローチとして、高速度撮影中性子ラジオグラフィ並びに新たに開発したプローブを採用し、融体-水-蒸気混相流の可視化と計測を行った。このような手段によっても、実験的に得られる情報には依然として限界があるが、関連現象から得られる知見との比較を含め、実験データの詳細な分析を行った。その結果、本現象の特徴である高効率な熱伝達を安定に達成させる条件について、安定性を支配する因子を明らかにし、その成立条件を示すことに成功した。さらに、本現象のような流体自由表面の移動を伴う現象の解明に有用な、界面付近の速度場・圧力場を界面形状の時間変化から算出する方法を開発した。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之; 橘 幸男
JAERI-Tech 2004-045, 67 Pages, 2004/04
JAERI-Tech-2004-045.pdf:4.74MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち、1次冷却材流量の低下を模擬した試験である循環機停止試験において、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台のうち1台あるいは2台が停止される試験が2002年から2005年に実施され、全3台を停止する試験が2006年以降に計画されている。本報は、安全性実証試験における循環機1台あるいは2台停止時の加圧水冷却器の構造健全性を確認するとともに、循環機3台停止時の1次系内の自然対流発生の可能性について、出力上昇試験中に実施されたスクラム試験の実測データをもとに検討した結果を示す。
中村 仁一; 杉山 智之; 中村 武彦; 金沢 徹; 笹島 栄夫
JAERI-Tech 2003-008, 32 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-008.pdf:1.49MB
原研・原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いた反応度事故の模擬実験において、将来のプルサーマル利用に対応するため、プルトニウム富化度12.8%までの混合酸化物(MOX)燃料の使用を計画している。この変更に伴うカプセルの安全設計への影響として試験燃料の破損時に発生する破壊力(衝撃圧力及び水撃力)に及ぼすMOX燃料の富化度の影響について検討した。試験燃料の破損時に発生する衝撃圧力は、燃料被覆管破損時に内部の高圧ガスが解放されて生じるものである。燃料棒内外差は初期圧,FPガス放出量に依存するが、MOX燃料のFPガス放出は富化度に依存しないため、衝撃圧力は富化度の影響を受けないと結論された。また、微粒子化した燃料と冷却水の熱的相互作用で発生する水撃力については、微粒化した燃料粒子から冷却水への熱流束を、高富化度化による熱物性値の変化を考慮して解析評価した。その結果、UO燃料と同程度に微粒子化したMOX燃料粒子から破壊力が発生する極短時間において放出される熱流束は、MOX燃料はUO燃料に比べてわずかに小さく、水撃力を増加させないものと判断された。
鈴木 光弘
JAERI-Tech 2002-071, 171 Pages, 2002/10
JAERI-Tech-2002-071.pdf:11.26MB
本報は大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した全交流電源喪失実験の加圧器熱流体挙動を解析したものである。LSTFでは米国のAP600型原子炉をモデルとした上記実験を実施したが、その長時間の原子炉冷却・減圧過程で、一旦喪失した加圧器水位が再上昇し、蒸気配管まで満水にする特徴的事象が見られた。実験結果の分析により、これは自然循環が停留した蒸気発生器伝熱管内で冷却材が減圧沸騰を開始した条件下で、加圧器蒸気配管で蒸気凝縮が継続したことに起因するものと判断された。本報はRELAP5/MOD3コードによる解析と実験結果の分析により、蒸気配管部の凝縮減圧効果と加圧器壁の熱源効果という、2種類の構造材-冷却材熱的相互作用を定量的に解明した。また加圧器系の熱損失特性を評価した。加えて実機加圧器系との熱的特性の相違についても明らかにした。
吉島 哲夫; 田中 純利; 根本 傳次郎
JAERI-Tech 98-052, 69 Pages, 1998/11
研究炉部では、3基の研究炉を運転管理し、減速材、冷却材及び反射材として使用するために約41トンの重水を保有している。これらの重水は、米国、カナダ及びノルウェーから輸入している。このうちのカナダから輸入した重水は、日加原子力協定において国際規制物質としての管理が義務付けられていることから全ての重水は国際規制物質に準じた方法で厳密な計量管理を実施している。本報告書は、各炉での在庫量の変動と重水の計量管理等についてまとめたものである。
秋場 真人
Proceedings of Japan-U.S. Workshop on Fusion High Power Density Devices and Design, 2, p.86 - 96, 1997/00
水冷却方式の核融合炉用高熱負荷機器の開発状況について報告する。特にITER用ダイバータ板開発の現状を中心に述べる。ITERでは最大20MW/m
,10秒の熱負荷が壁面に入ることが予想されている。スワール冷却管を開発して、ITER熱負荷条件に対して1.3倍以上の限界熱流束マージンを実現した。
大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 山口 誠哉; 津田 孝一; 小迫 和明*; 前川 洋; 中川 正幸; 森 貴正; 中村 知夫; et al.
Fusion Technology, 28(1), p.216 - 235, 1995/08
核融合炉ブランケット中性子工学に関する原研/米国DOEとの協力計画のフェーズIICとして2種類の非均質ブランケットについて中性子工学実験を行った。実験体系は炭酸リチウムで中性子源を取囲んだ先のフェーズIIA実験と同じ形状である。典型的な非均質体系としてベリリウム多層体系と水冷却体系を選んだ。これらは物質境界で大きな中性子束勾配やスペクトル変化を与え、そこでの計算精度や測定法を調べることが目的である。測定ではボイド効果は低エネルギーに感度のある検出器に対し非均質な領域では無視できないことがわかった。また、ベリリウムや水の近傍で大きなトリチウム生成の増加が見られ、モンテカルロ計算はそのような境界でも良い一致を示した。
小川 益郎; 功刀 資彰
Fusion Engineering and Design, 29, p.233 - 237, 1995/00
被引用回数：9 パーセンタイル：66.27(Nuclear Science & Technology)トカマク真空容器への冷却材侵入事象は、核融合実験炉で過酷な結果を生じる最も重要な事象のうちの1つである。冷却材侵入事象(ICE)は、真空容器内での冷却材配管破断に始まり、真空中への水侵入、高温プラズマ対向壁との水の衝突、化学反応を伴う蒸発へと進展する。このとき圧力上昇によって真空容器が破れ、放射性物質が真空容器外へ洩れ出る可能性がある。それ故、ICE時のこの圧力上昇を評価する必要がある。そこで、真空中での水の蒸発と高温面での水の蒸発による圧力上昇を調べるため、真空容器内への水噴出に関する実験を行った。小破断を模擬して水噴出口の直径は、0.5,1.0,2.0,5.0mmとし、噴出圧力を0.2~0.6MPaまで変えた。真空中での水噴出の水力学的挙動を調べ、水性の凍結を確認した。また、300Kまでの過熱度に対して、高温壁面上での水の蒸発による圧力上昇速度特性を得た。従来の相関式は本実験結果を予測できなかった。
吉島 哲夫; 鈴木 邦彦*; 向井 悟*; 田中 孝和; 落合 政昭
JAERI-M 92-002, 56 Pages, 1992/02
原子力船「むつ」の出力上昇試験は、1990年3月から開始され、12月に終了した。その一環として、化学及び放射化学試験を実施した。「むつ」の原子炉は、熱出力36MWのPWRタイプの原子炉であるが、化学及び放射化学の観点からは、燃料被覆管がステンレス鋼製であること、及びケミカルシムを採用していないことが特徴である。化学試験の結果、一次冷却水及び、二次冷却水の水質は良好であることを確認した。放射化学試験の結果、燃料集合体、蒸気発生器伝熱管及び補機冷却系統に漏洩のないことを確認した。本報告書は、化学及び放射化学試験の方法及び結果をとりまとめたものである。
岡部 一治*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.785 - 797, 1987/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)PWR LOCA時、ECC水バイパスおよび下部フレナムリフィル挙動の水力解析モデルを作成する為に、原研大型円筒炉心試験装置を使用して、フラッシング試験およびCCFL試験を実施した。フラッシング試験においては下部プレナムよりの二相混合体スウェリングにより、ECC水がバイパスされるのが観察され、このスウェル挙動は岡部らの提案によるボイド率相関式により良く記述された。ダウンカマ部CCFL試験のデータは、米国Battelle研究所で実施された同実験データと良く一致した。これらのスウェリング及びCCFLモデルを解析モデルとしてまとめ実PWRプラントのLOCA解析に適用した。その結果、現在の安全評価解析が、リフィル開始時の下部プレナム残存水量を零と予測しているのに対し、本モデルでは水の存在を予測している。ダウンカマ上部の残存水の効果を考慮しないと、再冠水開始時刻の予測の差は小さい。
柳澤 和章
JAERI-M 85-196, 52 Pages, 1985/12
ハルデン炉内に設置したBWR型軽水ループを用いて、燃焼度5.6MWd/kgUまで予備照射した8X8BWR燃料棒を出力急昇したところ、燃料棒の直径が局所的に大きくふくらむPCIとは異なるふるまいを生じ、破損した。この破損原因究明の結果、次の事が明らかになった。(1)燃料被覆の大きな膨らみは、被覆表面の0
-180方向に流線形に生成した高温酸化物であった。(2)局所的な高温化で軟化した被覆材は、冷却対外圧:7MPaにより、ペレット境界面にあるチャンファー(両面取り)空間内へ押しつぶされた。(3)局所的に著しい酸化が生じた所には、計装機器のトランスフォーマーと燃料棒があった。両者の間の冷却材流路面積は僅かであった。この冷却材流量不足は、予備照射中に生じていた燃料棒の曲りにより更に著しくなった。これが、局所的な流路閉鎖とそれによる被覆管の高温化を発生させた原因であると考えられる。
岡部 一治*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(12), p.919 - 930, 1984/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.94(Nuclear Science & Technology)PWR大破断冷却材喪失事故時のブローダウン終盤における下部プレナムよりの二相混合体のスウェル挙動を理解することは、安全上重要な問題であるECC水のバイパスや下部プレナムリフィル過程の評価にとって重要な問題である。このスウェル挙動の解析モデルを作成する為に、下部プレナムでの減圧フラッシングを模擬した。空気-水可視実験を実施した。同実験において、下部プレナム内での二相状態が観察された。すなわち、空気-水二層混合体の上部に、ほぼ空気層ともいえる高ボイド率層が形成され上昇空気流により、水滴が二相混合体の表面からダウンカマ部へ持ち運ばれる状況が観察された。この実験結果に基づき、下部プレナム平均ボイド率と流出上気流体との間の新しい相関式を作成した。同相関式を用いて米国クレアレ社で実施した減圧フラッシング実験を解析し、測定された下部プレナム質量変化を良く予測することができた。
秋本 肇; 小澤 由行*; 井上 晃*; 青木 成文*
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(12), p.1006 - 1022, 1983/00
被引用回数：8 パーセンタイル：68.35(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時蓄圧タンク内の過冷却水が注入されると、コールドレグでは蒸気と注入水の直接接触による激しい凝縮が起こる。注水領域における凝縮現象と蒸気と冷水の混合過程を解明するために、二相流の多流体モデルを基礎とした流動モデルをたて検討を行なった。(a)注入水の微粒化による液滴生成(b)液滴上への蒸気の凝縮(c)死水生成による縮流(d)液滴の再付着を考慮したモデルを用いて、測定された注水領域の液膜温度分布と圧力分布を定量的に説明できた。計算結果から、蒸気の凝縮速度は注水口近傍で生成される液滴径と注水領域での最大液滴質量率に最も依存することがわかった。また入口熱水力条件が凝縮速度に及ぼす影響に関し、実験と定性的に一致する結果が得られた。入口蒸気流量が高くなる程凝縮速度が大きくなるのは、微細な液滴が効率よく生成されるためであることが判明した。
戸根 弘人; 山本 克宗; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 後村 正勝*
JAERI 1204, 11 Pages, 1971/03
この論文の目的はJRR-2およびJMTRの一次冷却水の放射分解を研究し、水分解に与える温度、PH、溶存酸素、過酸化水素の効果をしらべることである。更に、原子炉内で速中性子および線の混合照射を受けた場合の水分解の正味のG値をもとめ、原子炉の再結合器、脱気装置の設計資料として必要な水分解量をもとめることである。JMTRの水分解に与える温度効果は、次式で表すことができる。Ft=(2.3-2.6
10
t) JRR-2およびJMTRの炉出力1MWあたり比分解量は、炉心の出力密度P(Kw/l)の平方根の函数として次式で表すことができる。Q=§exp(-入P
) gr(HO)/MW、hr 水分解の正味のG値は、温度50
C、出力50MWのJMTRでは、8.610
20%、JRR-2の10MWでは、8.81020%であった。
本島 健次; 坂東 昭次; 田村 則
Talanta, 14, p.1179 - 1183, 1967/00
被引用回数：12抄録なし
天谷 政樹
no journal, ,
原子力機構における燃料安全研究の目的は、発電用軽水炉燃料に関する現在の規制基準の妥当性評価、新しい燃料材料で構成される改良型燃料に関する規制のための技術的知見の取得拡充、及び規制に活用可能な燃料挙動解析技術の開発等である。本発表では、原子力機構における反応度事故模擬実験、冷却材喪失事故模擬試験、及び燃料挙動解析コード改良等の現状について報告する。
