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市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*
JAEA-Research 2016-021, 32 Pages, 2017/02
JAEA-Research-2016-021.pdf:5.0MB
日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件: 空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度: 
2.04
C)を長期間にわたり有することを確認した。
石川 浩康; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 大野 修司; 三宅 収; 前田 清彦
PNC TN9410 97-030, 93 Pages, 1997/04
高速炉の安全評価におけるナトリウム漏えい燃焼の解析において、スプレイ燃焼とプール燃焼をお互いの影響を考慮しながら同時に取り扱うことが可能なようにするため、スプレイ燃焼解析コードSPRAY-IIIMとプール燃焼解析コードSOFIRE-MIIを結合させた新たなナトリウム燃焼解析コードASSCOPS(Analysis ofSimultaneous Sodium Combustions in Pool and Spray)を開発した。開発したASSCOPSコードの妥当性を検証するため、内容積21m
SUP
3/SUPの試験容器を用いて実施したナトリウムスプレー燃焼の実験結果を解析し、以下の結論を得た。(1)窒素雰囲気においては、SPRAY-IIIMコードでガスから壁への熱移行量が過小評価であった点について改善され、ガス圧力・温度に関してほぼ妥当評価をする (2)空気雰囲気においても、SPRAY-IIIMコードで全般的に過小評価であった点について改善され、ガス圧力・温度に関してほぼ妥当な評価をする (3)ガスと壁との間の輻射伝熱とプール燃焼を考慮しない「もんじゅ」パラメータを用いた場合には、窒素雰囲気および空気雰囲気ともにガス圧力・ガス温度に関して保守的な評価をする これらの結論から、SPRAY-IIIMコードを用いた従来の解析における課題を解決できたことを確認した。
中野 純一
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故では、炉心へ海水の注入が行われた。燃料デブリおよび核分裂生成物により、原子炉格納容器(PCV)内は高い放射線量となっている。圧力容器およびPCVの腐食が水の放射線分解生成物によって加速することが懸念されている。1FのPCVにおいて、注入された海水量、温度履歴、放射線量、および廃止措置に向けたロードマップを示すとともに、これまで原子力機構で実施した低合金鋼および炭素鋼の
線照射下腐食試験を紹介する。1FのPCV内で実測されている程度の放射線レベルでは、鋼材の均一腐食速度が大きく加速される可能性が低かった。また、腐食抑制策として、気相をN
雰囲気に置換することが有効であった。
内田 武伸; 澤崎 浩昌; 森岡 辰也; 佐藤 健; 中村 恵英; 塩谷 洋樹; 大川内 靖
no journal, ,
1次主冷却系関連室での放射化ナトリウムと水の反応を防止するため、FBRの原子炉格納容器内は禁水区域としている。もんじゅでは、原子炉格納容器内の熱負荷を除熱する換気空調設備に供給する冷却材として、水の代わりに冷媒を使用している。冷媒を使用した換気空調設備(冷媒冷却空調設備)は軽水炉では例がなく、FBRプラント特有の設備である。本報告では、20年間プラントデータを用いて冷媒冷却空調設備の運転実績から原子炉格納容器内雰囲気の除熱量の評価を行った。