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矢野 早苗*; 久木田 豊*; 辻 義之*; 柴本 泰照
Proceedings of 3rd International Symposium on Advanced Energy Conversion Systems and Related Technologies (CD-ROM), 7 Pages, 2001/12
鉛ビスマス冷却炉の開発や軽水炉の溶融炉心冷却に関連して、水の直接接触沸騰現象に関心が高まっている。筆者らは、鉛ビスマス溶融金属表面に水ジェットを衝突させたときのキャビティ形成・成長について、中性子ラジオグラフィを用いた可視化実験を行い、特に沸騰を伴う水/液体金属の界面挙動の高速度撮影に成功した。界面挙動やキャビティの成長は、沸騰の寄与も含めた界面に働く応力により決定されるが、これらの定量的な考察は可視化データからでは難しい。そこで本報では水銀を用いた等温実験を行い、沸騰実験の結果と比較することで、界面上の応力バランスの評価を試みる。また、実験では、計測の難しい圧力場や流速場データを得るため境界要素法を用いた数値計算も行った。得られた結果をもとに、界面形状やキャビティの体積成長・圧力変化の解析を行い、スケーリング則に基づいたモデルを提案する。
柴本 泰照; 久木田 豊*; 中村 秀夫; Park, H. S.*; 安濃田 良成
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.12 - 0, 2000/00
溶融金属と冷却材の相互作用(MFCI)時には、冷却材の蒸気が大量に発生するが、蒸気生成速度によって蒸気爆発になる場合と爆発に至らない場合がある。後者は穏やかなMFCI事象と呼ばれ、本研究ではその現象解明研究の一環として、高温の溶融金属中にジェット状に注水する体系についての基礎研究を行っている。これまで、このような研究例は限られており、特に、多くの溶融物は可視光には不透明なため、その中の水の挙動を可視化することは困難であった。そこで本研究では、高速度撮影中性子ラジオグラフィ(NRG)を利用することで、可視化に対する問題を解決するとともに、発生蒸気量や水ジェット貫入深さ等について定量計測を試みた。実験では、あらかじめ試験容器内に高温の溶融金属を満たしたところに室温の水ジェットを注入した。その結果、より高温のメルトに注入させた方が、蒸気発生量がより少ない結果となった。これは、高温の場合、水/溶融金属の界面上に安定な蒸気膜が形成され、これが伝熱の阻害に寄与し、蒸気発生が少なかったためと考えることができる。
藤咲 和彦*; 石橋 祐三; 武田 誠一郎; 竹内 正行; 大橋 和夫*
PNC TN8410 98-115, 50 Pages, 1998/09
再処理用機器の構造材料であるステンレス鋼およびバルブメタルの微量な減肉を機器の運転中に連続的に測定する、連続モニタリング技術の開発の一環として、超音波パルス法を測定原理とする水ジェット型および高温型連続モニタリング技術について、連続肉厚モニタリング技術としての適用性を評価した。評価の結果、水ジェット型連続モニタリング技術の測定誤差は
0.01mm程度であり、約1800時間の測定が可能であった。しかし、水ジェットの連続供給に起因した測定部の温度低下による腐食環境の緩和や、実環境への採用に際し、受槽の取り付けや廃液発生を伴うといった問題があり、連続モニタリング技術として適用するにはいまだ解決すべき課題が多く残されている。一方、高温型連続モニタリング技術は0.01mm以下の測定誤差により、直線性に優れたデータが取得できることおよび探触子保持用治具を準備することでさまざまな測定部に対応できることなどから、実環境への適用性が高い技術と判断される。今後、高温型連続モニタリング技術の実用化を図っていくには、探触子の接触状態の長期安定性が求められ、探触子保持用治具の改良や測定器の機能向上が必要となる。さらに、モニタリングデータの検証、探触子の寿命評価、耐放性などモニタリングシステムに求められる機能および性能を明確にし、連続モニタリングシステムの構築を図る必要がある。
清木 義弘; 小澤 一茂
デコミッショニング技報, 0(14), p.34 - 46, 1996/08
JPDRの放射線遮蔽体は運転中の中性子の照射により一部は強く放射化しており、また耐震設計の観点から表面にライナーを施した強固な鉄筋コンクリート構造となっている。放射線遮蔽体の炉心中心部の突出した部分は強く放射化しているため、作業員の被ばく防止の観点から、原研で技術開発を行った機械的切断工法と水ジェット切断工法により解体撤去を行った。残りの放射線遮蔽体は放射能レベルも低く、また物量も多量であることから、広範囲を効率的に解体できる制御爆破工法を適用して解体撤去を行った。解体作業に際しては、各種のデータを取得しながら作業を行った。本報ではこれらの解体作業の内容、取得したデータについて報告するものである。
清木 義弘; 小澤 一茂
動力・エネルギー技術の最前線 : 動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 1996, 0, p.355 - 359, 1996/00
原研では、昭和56年度から約15年かけて原子炉の解体に必要と考えられる技術を開発し、その開発した技術を適用したJPDR解体実地試験を実施した。この試験において、開発した技術の有効性を確認するとともに原子炉解体のトータルシステムをほぼ確立した。本講演では、原子炉の解体に必要と考えられる8項目の開発した技術についてその概要を発表するとともに、残留放射能の大部分が残存する炉内構造物、原子炉圧力容器、生体しゃへい体等の解体に適用した解体工法・機器についてその原理、システムおよび解体で得られたデータ、知見について炉内構造物の解体を中心にして発表する。
小澤 一茂; 中村 竹夫; 久保 隆司; 清木 義弘
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1707 - 1710, 1995/00
JPDRの生体遮蔽体は放射線遮蔽や耐震性のために非常に強固な鉄筋コンクリート構造物となっている。さらに炉心中心部には内側に突出した壁があり高度に放射化している。JPDR解体実地試験ではこれまでに三つの工法(機械的切断工法、水ジェット切断工法、制御爆破工法)の技術開発を行い、放射能レベルに応じて各技術の実証を行った。放射能レベルの高い生体遮蔽体突出部の解体にはダイヤモンドブレードと、コアボーリングを組合せた機械的切断工法とスチールグリットを含んだ高圧水を対象物に吹き付けて切断を行う水ジェット切断工法を使用して解体撤去を行った。また放射能レベルの低い生体遮蔽体表層部と放射能レベルの極めて低い生体遮蔽体外側部の解体には、限定した領域のみを解体撤去できる制御爆破工法を使用して解体撤去を行った。本報告では、各工法の特徴、データの分析結果等について報告する。
