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椎名 保顕; 小牧 克哉*; 田中 学*; 菱田 誠*
JAERI-Tech 2001-076, 49 Pages, 2001/11
高熱伝導率の多孔体に相変化物質を含浸させ、実効熱伝導率を向上させた潜熱蓄熱体により、熱伝達流体の温度変動を効果的に吸収することができる。これを用いると、高温ガス炉に接続された熱利用系の安全性を高めることができるのみならず、一般産業においても、一定温度の安定した熱源を作ることができるなど、多方面に利用することができる。多孔体にはセラミックスとしてジルコニア(ZrO
,気孔率45.3%),金属としてニッケル・クロム(92.6%)及びニッケル(95.3%)を用い、それらにパルミチン酸を含浸させた複合蓄熱体を製作し、温度変動実験及び数値解析を行うことにより、複合蓄熱体の空間的・時間的温度変動を調べた。その結果、セラミックスを用いた複合蓄熱体に対して、金属多孔体を用いた複合蓄熱体は、内部温度の均一性が高いこと、長時間相変化温度に保持されることが示された。この理由は、金属多孔体を用いた複合蓄熱体は、気孔率が非常に高いにもかかわらず実効熱伝導率が高くなること、高い気孔率のために多量の相変化物質を含浸できるためであると結論できる。数値解析結果は実験結果と比較的良く一致した。さらに精度を上げるためには、気孔率の高い複合蓄熱体の物性値評価の精度向上,相変化物質の融解・凝固特性の正確な把握等が必要であることが示された。これらから、セラミックス多孔体より、金属多孔体を用いた方が温度吸収に用いる潜熱蓄熱体として有効であることが明らかになった。
遠藤 秀男; 関 正之; 石橋 藤雄; 平 一仁*; 塚田 竜也*
JNC TN8410 2000-007, 89 Pages, 2000/03
JNC-TN8410-2000-007.pdf:6.28MB
1.目的 平成9年度に試作したODS鉄製被覆材(フェライト系ODS鋼(以下、「F系ODS」と称す。)とマルテンサイト系ODS鋼(以下、「M系ODS」と称す。))の強度特性及び抵抗溶接部の接合強度を確認することを目的として、内圧封入型クリープ試験片、引張試験試験片、内圧バースト試験及び急速加熱バースト試験片を製作した。2.試験方法 抵抗溶接法を用いて試験片の製作を行うあたり、溶接条件設定試験を兼ねてODS鋼の溶接特性を確認するとともに、試験片製作時には、接合部の健全性を保証するために必要な項目の洗い出しと検証を実施した。また、接合強度を確認するために、引張試験(RT,600,700,800
)と参考までに内圧クリープ試験を実施した。3.試験結果と考察 3.1溶接特性について(1)被覆管の肉厚が厚くなると、接合界内部における被覆管内厚の減少が生じた。これは、被覆管側のコレットチャックによる冷却効果が弱まり、接合部近傍における加熱範囲が拡張し、バリとして接合面外へ排出されたものと考える。また、被覆管の偏肉が大きくなると、肉厚の薄い方は異常発生を生じた。均一な接合継ぎ手を得るためには、予熱電流を下げ、時間を長くし、高加圧力で行い、溶接時における接触抵抗を低く抑えられる条件にする必要がある。(2)M系ODS及びF系ODS被覆管と高強度フェライトマルテンサイト鋼(以下、「62PFS」と称す。)端栓の組合せでは、接合部近傍の硬さが増加した。しかし、溶接後熱処理(710-10分)を行うと、その硬さは、母材と同等の硬さまで回復した。これらの材料を溶接する場合は、溶接後に熱処理が必要となる。3.2接合強度について(1)引張試験結果は、一部を除き母材と概ね同様な強度を示した。しかし、F系ODS被覆管と62FS端栓の組合せでは、接合部に細粒組織が、M系ODS被覆管では、接合部近傍の被覆管側に炭化物が析出した。これらの析出物等が高温(800)引張試験において接合部から破断した要因と考えられる。(2)M系ODS(M91材)材を用いて参考のために、内圧クリープ試験を実施した。破断設定時間は、100hと300hの2試料とし、いずれも管部からの破断であり、接合部は健全であった。(3)今後は、析出物等と接合強度の関係を確認する目的からシャルピー衝撃試験等を行い、接合部の破壊ジン性評価を行う。また
木村 暢之; アキラ トーマス トクヒロ; 上出 英樹
JNC TN9400 2000-027, 181 Pages, 2000/02
JNC-TN9400-2000-027.pdf:10.28MB
高温と低温の流体の混合により発生する温度変動が、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)を定量化することは重要な課題である。本研究では、流体内の混合特性を明らかにする観点で、複数噴流の混合の過程を定量化することを目的とし、水を作動流体として低温噴流の両側に高温噴流を平行スリットから吐出させた3本鉛直噴流体系を用いた実験を実施した。実験パラメータは噴流吐出速度とし、噴流の混合過程を超音波流速計と移動式熱電対により計測した。三噴流の吐出速度差がないときは、噴流に周期的な振動が発生し、噴流の振動により混合が促進される。振動周期は噴流吐出速度に基づくStrouhal数で整理できることがわかった。一方、噴流吐出速度差があるときは、噴流に振動は生ぜず、噴流混合は、噴流吐出速度差がないときに比べ、緩やかに行われている。また、位相平均を用いることにより、温度変動を周期成分とランダム成分に分解することができた。それによると、噴流吐出速度が大きくなるにつれて、噴流が激しく混合する領域では、温度変動の周期成分の割合が大きくなり、ランダム成分の割合が低下することが明らかになった。
村松 壽晴; 笠原 直人; 菊池 政之; 西村 元彦; 上出 英樹
JNC TN9400 2000-010, 168 Pages, 2000/02
JNC-TN9400-2000-010.pdf:8.78MB
サーマルストライピングは高温と低温の流体が構造材に交互に接することにより、構造材の温度分布が時間的に変動し、結果として構造材に熱応力による高サイクル疲労を生じさせる現象である。ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウムの高い熱伝導率により流体側の温度変動が構造に伝わりやすいため特に留意が必要である。本現象は流体と構造の境界分野にある複雑な現象であることから、十分な解明がなされておらず、設計では構造表面での温度変動幅を考えられる最大温度差である流体の混合前温度差とするか、モックアップ試験により温度変動幅等を測定した上で保守的に設計条件を定めることが多い。また、その方法はルール化/基準化されていない。これに対し、著者らは流体と構造の両面からの分析により、流体側の温度変動の発生から構造内への伝達までの過程を現象論的に明らかにしつつあり、熱疲労に対する支配因子として温度ゆらぎ振幅の減衰に着目している。これまでに、流体内、熱伝達、構造材内での変動の減衰を考慮し、疲労損傷、き裂進展まで評価できる解析コードシステムを構築してきており、実機解析を通してその適用性を確認した。今後は、実験検証を継続して一般化していく予定である。さらに、高速炉の経済性向上に寄与するためには、温度変動の減衰を含め熱荷重を合理的に評価し設計に適用できる「サーマルストライピングの評価ルール」を確立する必要がある。その原案を構築し、大きく2つの道筋を立てた。すなわち、現象解明を進めることによって、温度ゆらぎ振幅の減衰機構等の支配メカニズムを忠実にモデル化した詳細解析手法を提示するとともに、安全率を明確にした見通しの良い簡易評価手法を提案し、解析に基づく詳細評価手法と並行して選択できる評価体系を整備する。本報ではこの目標に必要な実験計画を策定し、さらにより一般的な熱荷重の取り扱いについて検討した。
Yang Zumao*; 村松 壽晴
JNC TN9400 2000-009, 81 Pages, 2000/02
JNC-TN9400-2000-009.pdf:47.3MB
原子炉構造物に熱疲労を与える温度成層化現象およびサーマルストライピング現象について、その熱流動上の特徴を把握することは、原子炉設計の観点から重要である。本研究では、核燃料サイクル開発機構で開発された多次元熱流動解析コードAQUAを用い、水,ナトリウム,鉛および炭酸ガスを冷却材として用いた場合の熱流動上の特徴を数値解析により抽出する。温度成層化現象については、リチャードソン数Riをパラメータとして合計8ケースを解析し、以下の結果を得た。(1)流体物性および計算初期条件は、同現象を支配する浮力、熱拡散などの効果に大きな影響を与える。(2)炭酸ガスを用いた場合の熱流動上の特徴は、この他の流体を用いた場合のそれらと大きな違いを示し、特に温度成層界面近傍における運動量および熱量の交換特性に関する差異が顕著である。サーマルストライピング現象については、同現象を特徴づける熱流動上の特徴の内、温度ゆらぎ振幅の空間分布特性についての評価を行い、以下の結果を得た。(1)高乱流条件である今回のサーマルストライピング解析結果は、前記の温度成層化現象で抽出された特徴と比較して、違いが認められた。(2)今後の温度ゆらぎ周波数の検討では、炭酸ガスを冷却材に用いた場合に低流速領域での特徴把握に、その他の冷却材を用いた場合に剪断流領域での特徴把握に注意を払う必要がある。
大野 修司; 松木 卓夫*; 石川 浩康; 三宅 収
JNC TN9520 2000-001, 196 Pages, 2000/01
JNC-TN9520-2000-001.pdf:5.13MB
高速増殖炉プラントにおけるナトリウム漏えい燃焼事故の熱的影響を解析するための計算コードとして、ASSCOPS(Analysis of Simultaneous Sodium Combustion in Pool and Spray)が開発された。本報告書は、ASSCOPS version 2.1の使用マニュアルとして、同コードで扱われる計算モデル、インプット、アウトプットについて取りまとめたものである。ASSCOPSコードは、米国Atomics International社で開発されたナトリウムのプール燃焼計算コードSOFIREIIと米国Hanford Engineering Development Laboratoryで開発されたスプレイ燃焼計算コードSPRAYの二つのコードを結合したものである。ナトリウムの漏えい条件(流量、温度)、部屋の形状(容積、構造物の面積・厚さ)、雰囲気初期条件(温度、圧力、ガス成分濃度)などを計算条件として、雰囲気圧力、温度や酸素濃度変化ならびに構造物の温度変化などの時刻歴が計算結果として得られる。
not registered
JNC TJ1400 99-038, 83 Pages, 1999/02
本報告書は、核燃料サイクル開発機構の委託研究による「再冠水に関する原位置試験研究」をまとめたものである。ミニドーム(実験サイトのGL一50m
GL82.5m間に構築した地下構造物の名称)埋戻し後に実施した再冠水から11カ月までの調査データをとりまとめている。神奈川県相模原市郊外に位置する相模川河川沿いの洪積台地上においてGL-82.5m間に構築した地下空間実験場周辺の地下水調査を行った。当該地盤は、GL-7mまではローム層により、またその下層厚14mまでは砂礫層が存在している。それ以深(GL一21m)の地盤はところどころに挟み層を含んだ泥岩層で構成されている。本調査は、1)ミニドーム埋戻し後に実施する再冠水過程における周辺岩盤の地下水環境変化の把握と2)地下水環境に対するモニタリングシステムの検証を行うため、泥岩層内に帯水する地下水の水圧、水温、pH、電気伝導率、および埋戻し工事で使用した埋戻し材(流動化改良土)から発生する固化熱によるミニドーム壁面の温度変化を計測した。さらに、浅層地下水と深層地下水の関連を調査するためコアおよび試錐孔内の地下水に対して安定同位体分析、また現地の浅層地下水で検出されている有機塩素化合物の有無を深層地下水に対して調べた。ここで、実施した再冠水過程は2回である。一つは、埋戻しlケ月後(Hl0.3.19)に計画通りに実施したもの(以下、第1回目再冠水と呼ぶ)と、もう一つは、埋戻し8ケ月後(Hl0.l0.6〉に水中ポンブの誤動作によって発生したもの(以下、第2回目再冠水と呼ぶ)である.その結果、地下50m以深の堆積軟岩中に構築した地下空洞を埋戻した後、再冠水を実施したことによる地下水環境変化の貴重な資料が得られた。そこで、これまで得られた知見をまとめると以下のようである。
石川 浩康; 大野 修司; 三宅 収; 二神 敏; 清野 裕
PNC TN9520 97-001, 185 Pages, 1997/12
高速増殖炉プラントにおけるナトリウム漏洩燃焼事故の熱的影響を解析するための計算コードとして、ASSCOPSが開発された。本報告書は、ASSCOPSVERSION2,0の使用説明書として、同コードで扱われる計算モデル、インプット、アウトプットについてとりまとめたものである。ASSCOPSコードは、米国ATOMICS INTEMATIONAL社で開発されたナトリウムのプール燃焼計算コードSOFIRE2と米国HANFORD ENGINEERING DEVELOPMENT LABORATORYで開発されたスプーレイ燃焼計算コードSPPAYの二つのコードをベースとして両者を結合し、さらに動燃における各種ナトリウム燃焼実験で得られた知見を反映し改良を加えた計算コードである。ASSCOPSでは、ナトリウムの漏洩条件(流量、温度)、部屋の形状(容積、構造物の面積、厚さ)、雰囲気初期条件(温度、圧力、ガス成分濃度)などを計算条件として、雰囲気圧力、温度や酸素濃度変化ならびに構造物の温度変化などの時刻歴が計算結果として得られる。
山口 隆司
PNC TN1410 97-029, 65 Pages, 1997/08
新型転換炉(ATR)の安全評価事象である「原子炉冷却材喪失」の内、中小破断事故に分類される事象における熱水力過渡変化及び燃料温度過渡変化の評価では、中小破断時総合熱水力過渡変化解析コードLOTRAC及び燃料温度詳細解析コードHEATUPをそれぞれ用いている。ここでは、中小破断事故解析時に使用する各コード間の関係(解析フロー)及び各コードの解析モデルを示す。1.1解析コード体系安全評価のための冷却材喪失事故(以下LOCAという)解析コードシステムは、ATRの大破断時熱水力過渡変化解析コードSENHOR、中小破断時総合熱水力過渡変化解析コードLOTRAC、燃料温度解析コードHEATUP及び炉心再冠水特性解析コードFLOODから構成され、中小破断事故解析にはLOTRAC及びHEATUPを用いた一連の解析により安全評価を行う。LOTRACは、非常用炉心冷却設備(以下ECCSという)作動特性を考慮してブローダウン時の原子炉冷却設備内の熱水力学的な挙動及び燃料の温度挙動を解析すると同時に、原子炉熱出力変化特性も解析する。なお、プラント制御系による影響を考慮した解析も可能としている。LOTRACから得られた熱水力学的挙動のデータ及びECCS注水特性挙動データから得られる燃料被覆管温度ターンアラウンド開始時間、ターンアラウンド後の熱伝達率等を基に、HEATUPにより、燃料要素の詳細な温度変化を解析し、燃料被覆管最高温度及び被覆管酸化量を求める。1.2解析コード1.2.1LOTRACコード中小破断時総合熱水力過渡変化解析コードLOTRACは、中小破断時における長時間の解析用に開発されたコードであり、ブローダウン時の原子炉冷却設備内の熱水力学的な挙動及び燃料の温度挙動を解析する。
村松 壽晴
PNC TN9410 94-205, 114 Pages, 1994/07
炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量、集合体流量)の違いから、炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ、それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が原子炉の炉心出口近傍に発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が、炉心上部機構各部(整流筒、制御棒上部案内管、集合体出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過する際に、冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播すると、その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に、冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速増殖炉では、高い熱伝導率を持つ液体金属ナトリウムの性質から大きな熱疲労の発生が懸念されている。高速原型炉「もんじゅ」では、炉心出口近傍に位置する各種構造物をサーマルストライピングによる熱疲労から適切に保護するため、高温・高サイクル疲労強度に優れたALLOY 718を使用している。この保護部材は、基本的に最大温度ゆらぎ振幅が30度Cを上回る全ての範囲に適用されている。本報では、熱疲労の発生原因である温度ゆらぎ振幅の低減化方策を、高速原型炉「もんじゅ」の炉心上部機構領域を対象として解析的に検討を行い、上部支持板の設置高さと燃料集合体-制御棒集合体間での流量比を調節することにより、ALLOY 718を適用すべき空間(最大温度ゆらぎ振幅
30度C)を1/10以下とすることが可能であることを確認した。
倉林 美積; 飛田 和則; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 晴山 央一
PNC TN8450 93-004, 144 Pages, 1993/06
一般に、一つの海域に水温、塩分、密度等の異なった二つの水塊が存在した場合、その水塊は必ずしも混合せず、特異な境界面を形成することが知られている。この境界面の形成の有無については、水温・塩分等を観測することにより推定することが可能である。東海環境安全課では、海洋環境モニタリングとして、東海沿岸海域の海水・海底土・海産生物の放射能レベルの調査はもちろんのこと、流動調査並びに水温・塩分等の水平分布観測及び鉛直分布観測等の海洋観測を実施している。本報告書は、東海環境安全課の実施してきた種々の海洋観測のうち、1990年及び1991年の水温、塩分等の鉛直分布観測結果をまとめたものである。
村松 壽晴
PNC TN9410 92-105, 65 Pages, 1992/04
高速増殖型炉の炉心出口近傍では,熱流力特性の異なる集合体からの冷却材同士の混合によって,不規則な温度ゆらぎ現象(サーマルストライピング現象)が発生する。本研究では,これまで行うことのできなかった温度ゆらぎ周期の解析的評価を可能にするため,空間に関して3次の精度を持つ風上差分法による直接シミュレーションコードDINUS-3(DIrect NUmeri-cal Simulation using 3rd-order upwind scheme)を新たに開発した。同コードは,AQUAコード等では評価することのできない温度の不規則振動挙動の時間的変化を時々刻々計算することができる。DINUS-3コードの等温場における運動量計算の妥当性を評価するため,直接シミュレーションコードの検証に最もよく採用される矩形障害物背後のカルマン渦列の解析を行った。得られた結果は,次の通りである。(1)レイノルズ数Reの増加に伴って増加するカルマン渦列の周期(ストロウハル数St)は,DINUS-3コードにより的確に模擬することができる。(2)DINUS-3コードの主要な対象流動である不規則流速振動はもちろんのこと,層流領域から乱流領域に渡る遷移領域についても流速振動挙動を的確に模擬することができる。更に,非等温場における運動量計算とエネルギー計算の妥当性を評価するため,定常不規則過程を損なわない程度に簡略化した平行噴流水実験を取り挙げて解析を行った。得られた結果は,次の通りである。(1)複数の周波数から成る温度ゆらぎ挙動を良好に再現することができる。(2)実験における代表的な温度ゆらぎ周波数が約9.6Hzであるのに対し,DINUS-3コードは約12.3Hzを予測した。なお,サーマルストラインピング現象の評価で問題となる周波数が概ね10Hz以下のものに限られることから,両者の一致は良好であると判断できる以上より,DINUS-3コードは,高乱流場において発生する不規則振動挙動(流速および温度)の時間的変化を良好に再現できることが確認されたと共に,実規模体系におけるサーマルストライピング現象の温度ゆらぎ周期の評価に適用可能であるとの見通しを得た。
大滝 明
PNC TN9410 90-062, 145 Pages, 1990/04
分離貫流型蒸気発生器を構成する過熱器(以後,SHと略す)はオーステナイト系ステンレス鋼で製作されているため,その運転においては応力腐食割れの発生に留意した運転操作が肝要である。50MW蒸気発生試験施設の運転経験では,通常操作の一つである。SHウォーミング時に湿分流入が原因と考えられる急激な温度変動がSH入口蒸気管板部(以後、管板と略す)に発生し易いことが判っている。同様な事象は「もんじゅ」用蒸気発生器でも発生する可能性を秘めているため,「もんじゅ」模擬SHウォーミングを実施して湿分の発生流入に関する調査を行った。その結果、ウォーミング蒸気が低温の主蒸気管内で冷却されて飽和化し,その後SH入口ナトリウム温度相当に昇温されている管板に流入して過渡的な温度変動をもたらすことが判明した。また,湿分流入防止策としてSH入口蒸気配管予熱用トレースラインを使用した湿分流入防止効果評価試験を行い,同トレースラインの湿分抑制効果や管板に生じる温度変動の緩和効果を実験的に確認した。この試験では,トレースラインによりウォーミング蒸気供給前の主蒸気配管は飽和温度を超える260まで昇温可能であり,管板部の温度変動を大幅に抑制できることが確認できた。
村松 壽晴
PNC TN9410 90-029, 76 Pages, 1990/04
高速増殖炉の炉心出口近傍では,熱流力特性の異なる集合体からの冷却材同志の混合によって,不規則な温度ゆらぎ現象(サーマルストライピング)が発生する。本研究では,ナトリウムによる温度ゆらぎモックアップ実験を多次元コードAQUAに導入されている応力代数式乱流モデルを用いて解析し,温度ゆらぎ強度
'の2乗分布を解析評価する場合の当該乱流モデルの有効性と限界を明らかにした。温度ゆらぎモックアップ実験の解析により,以下の結果を得た。(1) 高速原型炉「もんじゅ」の内側炉心領域第1列およびブランケット領域第2列に相当する実験条件の解析では、温度ゆらぎ強度を多少大き目に評価するものの、平均温度については実験結果を良好に模擬する。(2) 内側炉心領域に後備炉停止棒を含む実験条件の解析では、温度ゆらぎ強度を全体的に大き目に評価する。また、乱流のモデル化に関して、以下の知見を得た。(1) 温度ゆらぎ強度に関する定性的特徴は、AQUAに導入されている応力代数式乱流モデルによって推定することが可能である。(2) 応力代数式乱流モデル導入に際して用いた「温度ゆらぎ挙動は乱流現象の一つとして取扱うことができる」との仮定は、現象の定性的評価を行なう上では妥当である。(3) 乱流2次モーメントを直接評価する応力代数式乱流モデルを使用することにより、渦粘性概念を用いた場合に発生する温度ゆらぎ強度の過小評価傾向は排除される。
大岩 章夫*; 谷川 信吾*; 山口 彰*; 山口 勝久; 本田 明成*; 本鹿 順司*; 川副 博*
PNC TN9410 88-141, 159 Pages, 1988/09
高速炉のATWS(AnticipatedTransientWithoutScram)事象に対し,これまでの解析評価によりプラントの熱流動挙動が要因となって生じる負の反応度効果として炉心支持板の熱膨張が大きく影響する。これを定量化する上では,炉心支持板の熱的機械的挙動を評価することが必要である。そこで,炉心支持板の熱変形挙動の解明および解析対象のモデル化の範囲の違いによる変形挙動の相違を明らかにするため,炉心支持板の熱変形挙動解析を実施した。解析対象は,これまで反応度効果について解析評価してきた1000MWe級ループ型高速増殖炉とし,別途システムコードにより得られたATWS事象の代表事象であるULOF(UnprotectedLossofFlow)時のプラント熱流動解析結果を温度境界条件として,炉容器を含める全体系について炉心の荷重も考慮し,汎用非線形構造解析システム「FINAS」を用い変形挙動解析を実施した。その結果,以下の知見が得られた。1上部炉心支持板の変形挙動は,支持板の温度変化による自由膨張量により評価できる。2モデル化の範囲の違いによる半径方向変位量への影響はなく,半径方向変位量は炉心支持板部の変位により支配される。3燃料集合体による半径方向への変位の拘束条件は,炉心支持板の軸方向のたわみに影響し,拘束がある場合たわみ量は小さくなる。4全体モデルと一軸モデルでは,冷却材温度の過渡変化が大きい時刻で変形挙動に差を生じ,一軸モデルによる変位は全体モデルに比べ応答遅れを生じる。なお,本解析結果に基づく炉心部分の変位に伴う反応度投入量については,別途解析評価を進めている。
竹内 則彦*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*; 尾崎 栄進*
PNC TN9410 88-111, 134 Pages, 1988/08
高速増殖大型炉の燃料取扱系の合理化を図るため、昭和61年においてEVS方式(Ex-Vessel Storage:炉外貯蔵方式)の燃料取扱系について設備設計を実施した。EVS方式は設備物量の観点からもIVS方式(In-Vessle Storage:炉内貯蔵方式)に競合出来る概念であり、(1)炉容器径の縮少化、(2)ナトリウム系から水系への燃料移送プロセスの削除、及び(3)炉外NIS(核計装)の実現化、等が期待できる。そこで、本年度はEVS方式としてナトリウムポットEVS貯蔵方式燃料取扱系を対象に、定常時及び異常時の温度挙動解析を行い、昭和61年度の設計評価の妥当性を確認するとともに、設備の要求条件を検討した。その結果、前年度設計の妥当性を改めて確認し、必要な要求事項を摘出した。
滝塚 貴和
JAERI-M 85-055, 209 Pages, 1985/04
米国の高温ガス炉Fort St.Vrain炉において、出力上昇試験運転中に「フラクチュエーション」、「リディストリビューション」と呼ばれる炉心出口ガス温度の変動現象が発生した。このような予期されなかった異常な炉心の挙動は、同様のブロック型炉心に基づいて設計及び研究開発が進められている原研の多目的高温ガス実験炉にも関連する重要な問題を提起している。ここでは、これらの問題の概要とそれに応じてとられた対策について紹介する。