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飯塚 透; 上出 英樹; 西村 元彦
PNC TN9410 98-083, 118 Pages, 1998/07
実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし、原子炉容器から蒸気発生器(SG)までを総合的に模擬した大型ナトリウム試験(原子炉冷却系総合試験)計画を検討した。これまでに基本設計を行い、試験施設は実証炉の1/3縮尺2ループモデルとした。SGについては水・蒸気側の模擬性を高めるため高さ方向1/1縮尺の部分モデルとし、2次系配管を1ループに集約して接続するものとした。このため、2次系配管が著しく長くなり、実機模擬性が損なわれる可能性が考えられる。また、2次系配管の途中で2ループを1ループに集約する構造のため、自然循環試験時にはループ間のアンバランスが助長されることも考えられる。そこで、2次系配管長をパラメータとして動特性解析を実施し、模擬性に与える影響を把握した。また、IHX伝熱面積等にループ間で差異を与えた場合の予測解析を実施した。その結果、SGが流れ方向に長く、熱容量も大きいことから、2次系配管長の影響は相対的に小さいことが分かった。また、片方のループにのみ選択的に自然循環が発達するような現象は見られなかった。以上より、2次系配管長の短縮は制約条件が厳しい割に熱過渡の改善の効果が小さく、構造上可能な範囲すべきことが分かった。また、ループ間に実証炉と同等の製作誤差があっても、試験の実施及び試験結果の評価に大きな影響を与えるような問題は生じないことが分かった。
香川 裕之*; 小井 衛; 和田 雄作; 長嶺 多加志*; 永田 三郎*
PNC TN9410 91-132, 85 Pages, 1991/06
高速大型炉の蒸気発生器の候補材として有力視されている9Cr系鋼の高温破壊靭性試験を、昭和62年度より3ヵ年計画で実施している。この一連の試験研究では、Mod.9Cr-1Mo鋼、9Cr-2Mo鋼および9Cr-1Mo-V-Nb鋼を供試材として、室温から600度Cの温度範囲で、J積分をベースとした破壊靭性試験が実施されている。第1年度では、Rカーブ法および除荷コンプライアンス法を用いた高温破壊靭性試験方法が確立され、Mod.9Cr-1Mo鋼の高温破壊靭性データが取得された。第2年度では、9Cr-2Mo鋼と9Cr-1Mo-V-Nb鋼およびこれら3鋼種の5000時間時効材の破壊靭性試験が実施されるとともに、破壊靭性値に影響をおよぼすいくつかの因子が抽出された。本報告は、この第2年度の成果をとりまとめたものである。第2年度までの成果を踏まえ、第3年度では、厚肉厚材と溶接部の破壊靭性試験を実施するとともに、破壊靭性値に及ぼすき裂方向の影響についても検討を加える予定である。
田辺 裕美*; 鈴木 道博*
PNC TN9410 87-037, 101 Pages, 1987/04
大型高速増殖炉の蒸気発生器(以下SG)に,カバーガス空間を設置した場合と設置しない場合との,大リーク・ナトリウム-水反応事故時の圧力挙動の違いを明らかにする目的で,SWACSコードによる初期スパイク圧及び準定常圧の評価を行った。評価対象は,要素技術設計研究2)に基づく無液面型SG,及びそのSG頂部にカバーガス部を設置した有液面型SGである。解析結果から次のことが判った。初期スパイク圧では,無液面型SGで自由液面部での圧力波減衰効果が無いため,ホットレグ及び1HXでの圧力が相対的に高く,最高圧は,有液面型の16.2kg/cm
2aに対し,27.0kg/cm2aとなる。準定常圧については,有液面型ではカバーガス部の圧力開放板の破裂圧がピーク圧となるのに対し,無液面型では圧力開放板が初期スパイク圧で作動するため,準定常的な圧力ピークは不明確となる。しかしながら,無液面型でも,圧力開放系を反応域の近くに設置すれば,初期スパイク圧低減上,かなりの効果が得られる。本解析により,実証炉のSG型式を選定する上で,SWACSコードが重要な評価手段となり得ることが明らかとなった。
下山 一仁; 黒羽 光男; 田辺 裕美*
PNC TN9410 87-014, 103 Pages, 1987/01
高速増殖炉の蒸気発生器で伝熱管の水リークを早期に検出し、伝熱管の破損伝播規模を最小にする手段として、応答時間の速さから音響式水リーク検出系が有望視されている。本研究では、(1)単チャンネル信号で、バックグランドノイズと水リーク音の実行値を単純に比較する検出方法と、(2)多チャンネル信号で、相互相関法を使用しリーク検出/位置標定を行う方法の2つについて検討を行った。(1)では、50MW蒸気発生器試験施設での音響測定データを基に「もんじゅ」、実証炉SGのバックグランドノイズレベルを推定した結果、0.0093Gと0.012Gとなった。また、それらと同等なレベルの水リーク率は、それぞれ約0.7g/sec、約7g/secと推定した。(2)では、まずオフ・ライン解析で検出手段を開発し、それをもとにオン・ラインで信号処理が可能な装置を試作してその性能を評価した。オン・ライン解析では、水平方向検出で内部構造物の影響を解析する方法と、下部プレナム部鏡壁にピックアップを設置して垂直方向からリークを検出する方法の2つについて実施した。いずれもノイズが有ると検出できず、ノイズが無い場合でもリーク位置によっては検出できない場合もあった。オン・ライン信号処理装置の開発では、下部プレナム空間で水平方向検出法の試験を実施したところ、オフ・ラインとほぼ同じ精度での検出が可能であった。
田辺 裕美*; 渡辺 智夫*; 宇佐美 正行*
PNC TN941 85-127, 92 Pages, 1985/08
高速増殖原型炉「もんじゅ」及びそれに続く大型炉の蒸気発生器でのナトリウム-水反応事故後の運転法の確立のため,蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いた反応生成物除去試験運転(RECT―2)を実施した。これはRunl8注水試験で発生し,ナトリウム系内に残留した反応生成物を,コールドトラップを循環する高温ナトリウムによって洗浄・捕獲が可能な事を確認するものであった。大量の不純物の捕獲による閉塞を恐れてコールドトラップはメッシュレス型の物を用いた。純化運転は1984年4月4日より開始し主循環系ナトリウムのプラグ温度が187
まで低下した4月26日に打切った。本試験で得られた主な結果は以下の通りである。1)試験後の観察ではEV下部やナトリウム出口配管に沈析していた反応生成物は完全に除去されていた。2)この事から,42kgの注水によって生じた生成物のうち高温ドレン後も系内に残留した14kg-H/2Oのほとんどが本運転で除去されたと結論される。3)しかし,スタグナント部やクレヴィス部を模擬した試験体中のNaOHは試験後も一部残っており,このような部分に侵入した微量生成物の除去は高温ナトリウムの循環だけでは不充分である。4)酸素の物質移動係数として210-4〔g/(cm2・Hrppm)〕が得られた。5)コールドトラップによる生成物除去を効率的に行なうにはメッシュレスタイプで極端な縮流構造を避けるなど,閉塞しにくく,また容易に閉塞物除去可能な構造が必須である。このような点に注意すれば一層のスピードアップは可能であり,本経験により「もんじゅ」でのナトリウム-水反応事故後の処置法の具体的な計画策定が可能となった。
広井 博*; 三宅 収; 佐藤 稔*
PNC TN941 82-37, 170 Pages, 1982/02
蒸気発生器伝熱管破断時の水噴出率計算用の計算コード(SWAC―11)の妥当性を検証するために,長い管路での高温・高圧水のブローダウン試験を実施し,定常水噴出率ならびに圧力,スラスト力の過渡変化が測定された。特に,スラスト力測定に「ばね・質量」モデルを適用することで極めて短時間の過渡変化データが得られた。これらの試験結果はSWAC―11と比較された。定常時の測定値に対しては,Moodyモデル,二相増倍係数に関しても検討した。得られた主な結論は,以下のとおりである。定常値に関して,SWAC―11は全体を通して概略よく合っているが,飽和水の高圧領域では水噴出率,スラスト力を10
15%低く見積る。これは二相増倍係数にThomの相関を使用することで改善される。噴出開始から約5msec後の値に関しても,SWAC―11はほぼ妥当な値を予測する。サブクール水に対してもSWAC―11の流動モデルは適用できる。噴出直後のスラスト力は,WaveForceとB1owdownForceの合力Fであるが,そのFと初期圧力Poと断面積Sとの関係は飽和水条件ではF/S・Po
1.0であり,データを包絡する整理式としてはF/S・Po=1.36であった。スラスト力,圧力の過渡変化全体の計算結果と測定結果とを詳細に比較すると,計算結果は単調な変化を示しているのに対し,測定結果はより複雑な波形であり,完全には一致しなかった。この傾向は,特にサブクール水条件で顕著であった。過熱蒸気による試験結果は,定常値および非定常値ともに,既報のガス噴出試験と同様に,測定値とSWAC―11の予測値は一致した。
玉山 清志*; 岡町 正雄*; 土屋 毎雄*
PNC TN941 81-52, 296 Pages, 1981/02
近年,原子力発電プラントの安全性確立,嫁動率向しを目的に運転監視システム開発の必要性が高まってきているが,当50MW蒸気発生器(SG)試験施設においても,高速増殖原型炉"もんじゅ"への適用を目的として,運転監視システムの開発を進めている。本報告はその一報として主に計算機による運転員への情報の表示および各種の異常診断技術についてまとめたものである。プラントの運転状況に関する情報はCRT(CathodeRayTube)表示装置によるディジタル及び図形表示,ラインプリンタ印字,タイプライタ出力及び異常診断の結果としてのアナンシェータ螢報として刻々運転員に与えられる。またプラントの異常診断万法として多重計測系のクロスチェック法,ナトリウム水反応小リーク自動判定法,微分笞報と到達時間予測警報および蒸発器出口蒸気温度過熱度表示法等について50MWSG試験施設の運転に適用し試験データによる検討を行なった。その結果これらの運転監視手法の有効性が実証されこれらのシステムが現状の"もんじゅ"設計にほとんど変更なしに適用可能であることが示された。今後も新規項目の開発検討を行うと同時にマンマシンシステムを考慮し今回開発した運転監視システムの一層の改良を図って行く予定である。
