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高田 昌二; Ngarayana, I. W.*; 中津留 幸裕*; 寺田 敦彦; 村上 健太*; 澤 和彦*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05
高温工学試験研究炉(HTTR)を使った炉心冷却喪失試験では、財産保護上の観点から、炉容器冷却設備(VCS)において自然対流により加熱される構造物の温度分布の評価精度向上を課題としている。伝熱流動数値解析コードFLUENTをHTTRのVCSに適用するために、予測精度を維持しつつ計算資源を節約できる合理的な2次元モデルの構築を始めた。本評価モデルの検証のため、HTTR用VCSの1/6スケールモデルによる構造物の温度に関する試験結果を使用し、解析による計算結果と比較した。本試験データは、圧力容器の温度を200
C前後に設定することで、全除熱量における自然対流伝熱の割合を20%前後と有意なレベルの伝熱現象として測定したものである。自然対流による上昇流の影響で高温となる圧力容器上部の伝熱流動特性の評価精度向上のためには、実形状の模擬および自然対流に適した乱流モデルの選定が重要となる。乱流モデルとして、剥離,再付着及び遷移流れを考慮できるk-
-SSTモデルを選定し、従来のk-
モデルでは再現されなかった圧力容器の温度分布の試験結果とよく一致していることを確認した。このことから、k--SSTモデルは、圧力容器上部の温度分布を剥離、再付着および遷移流れを再現できたと考えられ、本モデルはVCSの温度評価の精度向上に有効であることを明らかにした。
高松 邦吉; Hu, R.*
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。安全上優れた特性を有する冷却設備に関する研究は、極めて重要なテーマである。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は変動がなく、安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できることがわかった。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。
栃尾 大輔; 中川 繁昭
JAERI-Tech 2005-041, 109 Pages, 2005/08
JAERI-Tech-2005-041.pdf:4.48MB
定格熱出力30MWのHTTRでは、原子炉で発生した熱を加圧水冷却器,中間熱交換器による熱交換を経て、最終的に加圧水空気冷却器により大気に放散している。HTTRの主冷却系熱交換器は原子炉出口冷却材温度850C/950Cを達成しつつ原子炉で発生した30MWの除熱を行わなければならず、主冷却系の熱交換器は設計時に定めた伝熱性能を有していなければいけない。本報では主冷却系に設置されている熱交換器のうちの加圧水空気冷却器(ACL)について、HTTRにおいてこれまで実施してきた出力上昇試験,供用運転のデータからACLの伝熱性能の評価及び設計値との比較を行い、実際に設置されたACLが設計時に要求された伝熱性能を有していることの確認を行った。さらに、外気温度に対する出力100%時の原子炉の除熱について検討し、ACL入口における空気温度が設計で想定した33Cの条件において、原子炉で発生した熱を除熱する能力を有していることを確認した。
片西 昌司; 國富 一彦; 辻 延昌*; 前川 勇*
日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.257 - 267, 2004/09
原研で設計研究を進めている高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の事故時における冷却機能である炉容器冷却設備の設計を行った。これは、原子炉圧力容器の外に冷却パネルを設置し、原子炉圧力容器表面からの放散熱により加熱されたパネルを空気の自然循環により除熱することで炉心の残留熱を除去するものであり、完全に受動的な冷却設備であるとともに、高温ガス炉の特徴的な安全機能である。空気の自然循環により冷却パネルから効率的に除熱でき、かつ、圧力バウンダリ破損による炉室の圧力上昇に耐えて健全性を保つことのできる構造として、ダクトを組合せてパネル状にした構造を考案した。これにより、十分な除熱性能を有し、事故時の健全性も保たれる設備を設計した。また、運転制御方法,保守点検方法等を検討し、具体的な設計により、受動的な炉容器冷却設備の成立性を示した。
岡野 文範; 鈴木 貞明
KEK Proceedings 2003-16 (CD-ROM), 4 Pages, 2004/02
JFT-2M本体付属設備は、JFT-2M本体装置を運転・維持管理するうえで必要とする周辺設備であり、真空排気設備,ガス導入設備,本体リークテスト設備,冷却設備,Heグロー放電洗浄・ボロナイゼーション設備及びベーキング設備からなる。ベーキング設備を除いた本体付属設備の制御システムは、平成12年度から14年度にかけて改造を行った。本体付属設備の従来の制御システムは旧式のため種々の機器の能力不足が著しく、JFT-2Mの多様な実験モードに対応できなくなってきていた。そのため、制御システムはパーソナルコンピュータ(PC)を用いた統括制御により、設備内各機器からの大量な情報の収集機能や操作性の大幅な向上を図るとともに、トラブルの早期発見・早期対策が可能なシステムに改造した。
神永 雅紀; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 鳥井 義勝; 日野 竜太郎; 池田 裕二郎
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 1, p.125 - 133, 2003/07
物質・生命科学実験施設は、中性子実験施設とミュオン実験施設及びこれらの施設に1MW(3GeV, 0.333mA)のパルス状(25Hz)陽子ビームを輸送する陽子ビームラインから成る。施設の中心となる実験ホールは、陽子ビームラインを挟んで両側にそれぞれ設け、設置する分光器を想定したうえで23本の中性子ビームラインを配置した。さらに、実験ホール外側には実験施設の将来の拡張に備え必要な敷地を確保した。ユーザーが使用できる区画と施設の運転・保守に必要な区画を区分するために、ユーザールーム,実験準備室等は陽子ビームライン下流側に設けたユーティリティ施設の2階部分に設けた。放射線管理区域への入退域は2階に設けた入退域エリア(汚染検査室)において集中的に管理する設計とした。ユーザー施設以外には、施設の運転に必要な水銀ターゲットシステム遠隔保守・交換用大型ホットセル,放射化機器保管設備,水銀ターゲットシステム冷却設備など主要な設備を施設内に配置した。本報告では、これら設計の現状について述べる。
岡野 文範; 鈴木 貞明
JAERI-Tech 2003-059, 57 Pages, 2003/06
JAERI-Tech-2003-059.pdf:11.92MB
JFT-2M本体付属設備は、JFT-2M本体装置を運転・維持管理するうえで必要とする周辺設備であり、真空排気設備,ガス導入設備,本体リークテスト設備,冷却設備,Heグロー放電洗浄・ボロナイゼーション設備及びベーキング設備からなる。ベーキング設備を除いた本体付属設備の制御システムは、平成12年度から14年度にかけて改造を行った。本体付属設備の従来の制御システムは旧式のため種々の機器の能力不足が著しく、JFT-2Mの多様な実験モードに対応できなくなってきた。そのため、制御システムはパーソナルコンピュータ(PC)を用いた統括制御により、設備内各機器からの大量な情報の収集機能や操作性の大幅な向上を図り、トラブルの早期発見・早期対策が可能なシステムに改造した。本報告書は、改造を行った本体付属設備の概要を含めて制御システムの機能を詳細に記載した。特にHeグロー放電洗浄・ボロナイゼーション設備については、制御機能に関する複雑でシーケンシャルな動きも詳細に記載し、運転マニュアルとしても用いることができる内容とした。
片岡 良之*; 伊藤 光義*; 堀切 仁*; 小佐野 勝春*; R.Haange*; Johnson, G.*; 星 有一*; H.W.Bartels*; Y.Petrov*
Fusion Technology 1998, 2, p.1721 - 1724, 1998/00
ITERの真空容器冷却系は、他の冷却系が不動作な場合にも、容器内構造物からの崩壊熱除去を担保する安全系である。この崩壊熱徐去を動的機器に依存しないで達成するため、異常時の自然循環を促進する沸騰管と自然通風冷却の熱交換器を用いた系統構成である。通常時は、ポンプで冷却水を駆動し、真空容器出口側の沸騰管上部に設けた気水分離器の圧力を0.1MPaに制御し、容器入口水温100Cを維持する。異常時の自然循環特性は、1.5MWの熱負荷時に45kg/s、3.0MWの熱負荷時に65kg/sの流量であることを解析的に確認した。また、異常事象発生後3日間で、自然循環のみで、真空容器の温度を約80Cまで低下させられることを確認した。
福田 敬則*; 大嶋 巌*; 大田 裕之; 村山 志郎*; 中村 武則*; 伊藤 健司
PNC TJ2164 97-004, 38 Pages, 1997/10
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八巻 治恵; 藤川 正剛; 板垣 正文; 石田 紀久; 水島 俊彦; 工藤 隆広*; 坂本 幸夫; 伊勢 武治
原子力工業, 38(4), p.13 - 28, 1992/04
設計過程における設計支援するための試験・実験・船体部設計については、船体構造及び航海機器・原子炉設計については、炉心構成、冷却設備、計測制御設備、放射線管理設備、格納容器、電源設備及び推進プラント設備について述べた。
高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*
no journal, ,
東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。安全上優れた特性を有する冷却設備に関する研究は、極めて重要なテーマである。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は変動がなく、安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できることがわかった。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。
