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菊地 賢司; 倉田 有司; 斎藤 滋; 二川 正敏; 佐々 敏信; 大井川 宏之; 三浦 邦明*
日本機械学会2002年度年次大会講演論文集, p.273 - 274, 2002/09
加速器と未臨界炉を組み合わせた核変換実験装置では、核破砕ターゲットとして鉛ビスマスを用いる。高温で流動する鉛ビスマスの循環試験を3000時間実施し、オーステナイトステンレス鋼SS316のコロージョン・エロージョン特性を研究した。その結果、SS316材の腐食量は0.1mm/3000時間,Cr-Feの結晶粒が循環ループ内の低温部に析出することがわかった。試験温度は高温部で、450
C,低温部で400C流速は1m/sである。鉛ビスマスは4NのArガスで封入し、酸素濃度は積極的に制御していない。
神永 雅紀; 木下 秀孝; 羽賀 勝洋; 日野 竜太郎; 中村 文人*; 大橋 正久*
JAERI-Tech 2000-044, 25 Pages, 2000/06
JAERI-Tech-2000-044.pdf:4.64MB
原研とKEKが共同で進めている大強度陽子加速器計画では、最高5MWのパルス状陽子ビームを水銀ターゲットに入射させ、核破砕反応により発生した大強度の中性子を生命・物質科学等の先端科学分野の研究に利用する予定である。水銀ターゲットシステムの水銀循環ポンプは、優れた循環性能と高い信頼性及び小型化が要求される。そこで、比較的低回転で高揚程が実現できる機械的ギアポンプに着目し、水銀を流体とした場合のギアポンプの特性を把握するために定格流量15L/minのギアポンプを試作してポンプ特性試験を実施した。試作したポンプは、定格回転数350rpmにおいて設計流量15L/minを上回る23.1L/minを達成し優れた循環性能を示した。ポンプ回転数に対する流量特性は、回転数にリニアに比例することから、回転数により流量が容易に制御できるとともに、回転数による流量の評価が可能である。
伊藤 和寛; 根本 昌明; 佐井川 拓也*; 助川 一弥*
JNC TN9410 2000-008, 66 Pages, 2000/03
JNC-TN9410-2000-008.pdf:1.39MB
高速実験炉「常陽」は、昭和57年に、照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来31サイクルの定格出力運転と13項目の特殊試験のための短期間運転及び8回の定期検査を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。この間、1次系ナトリウムは67回、2次系ナトリウムは81回、1次系カバーガスは75回、2次系カバーガスはオーバフロータンク及びダンプタンクから各89回のサンプリングを実施し、不純物濃度データを蓄積してきた。「常陽」MK-II炉心の集大成として、これらのデータ及びこれらに関連するプラントデータについてユーザが利用できるようにデータベースとして整備した。本データベースには、関連するプラントデータと「常陽」実機で測定した1次系ナトリウム及び2次系ナトリウム中の酸素、炭素、水素、窒素、塩素、鉄、ニッケル及びクロムを、1次カバーガス及び2次カバーガス中の酸素、水素、窒素、一酸化炭素、二酸化炭素、メタン及びヘリウムの濃度を収録している。これらのデータは、ユーザが利用しやすいようにその時の炉心状態と併せて収録した。
揃 政敏; 宮川 俊一
PNC TN9410 98-050, 57 Pages, 1998/05
本報は、高速実験炉「常陽」において、流量過渡事象下での燃料の破損限界試験を行うことを主な目的とした、流量制御型照射装置(FLORA:Flow Control Irradiation Facility)の開発の現状と課題について報告するものである。FLORAは、米国EBR-II炉の照射装置であるFPTF(Fuel Performance Test Facility)とBFTF(Breached Fuel Test Facility)を合体したような装置で、EBR-IIでの不具合情報を生かし、流量調節にナトリウム浸漬式のアニュラー型電磁ポンプ(A-LIP:Annular Linear Induction Pump)を採用したことを特徴としている。FLORAの基本的なシステムの成立性はMK-II炉心条件で確認しているが、今後の実用化のためには、MK-III炉心条件への見直しの他、幾つかの課題の解決と装置構造の詳細化を図って行く必要がある。FLORA開発におけるこれまでの主な成果と今後の課題は、以下のとおりである。(1)開発の主な成果1)破損燃料から放出される遅発中性子先行核に基づく中性子を、FLORAに装備した中性子検出器で十分な感度をもって検出可能であることを評価した。2)キーコンポーネントである流量調節用A-LIPの、長さ1/2サイズでの炉外ナトリウム中試験まで終えた。その結果、FLORA用ポンプの要求性能である550
のナトリウム中で流量300l/min吐出圧力265kPaを達成できる見通しを得た。3)想定した試験用燃料体の冷却材流量を、A-LIPの流量調節機能によってオンパワー時に100%
40%程度まで調節可能で、このことによって燃料被覆管温度を十分に制御可能であることも確認された。(2)今後の課題1)プロセス検出器の開発としては、遅発中性子検出器の小型化が必要な他、電磁流量計用永久磁石の使用環境(高温と中性子照射)による減磁の影響を確認する必要がある。2)A-LIPについては、中性子照射による影響が残された課題である。このため、短尺のポンプの照射を行い、特性や絶縁性能を確認する必要がある。3)装置の性能をより確実なものとするため、水流動試験を行い詳細な圧力損失データを得る必要がある。なお、今後のFLORA開発については当面凍結し、燃料開発の進展状況とMK-I
中本 香一郎; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 圷 正義; 渡士 克己; 一宮 正和
PNC TN9080 92-009, 24 Pages, 1992/04
動燃では、「常陽」「もんじゅ」で培った技術基盤をもとに、FBR実用化技術の確立に向けて、経済性の向上と安全性の強化を図るべく実用化重要技術課題(10課題)を取り上げ、その解決のための研究開発の着手している。PROFIT計画は、10課題の中から『実用化のキーとなる革新技術の開発と実証炉の連携の下にプロジェクトとして推進することを意図して計画されたものである。所掌しる範囲は、「常陽」MK-3計画及び革新技術の開発・実証であり、前者は炉心の高中性子束化による照射性能の向上、稼働率向上、照射技術の高度化を、後者は機器・系統の合理化、運転保守技術の高度化、合理的安全論理構築に寄与の大きい革新要素技術、2次系削除システム開発・実証および「常陽」安全性試験を含む。本基本計画書(要約偏)には、PROFIT計画の目的、計画立案にあたっての基本的考え方、ニーズ面からの件等、シーズ面からの検討、ならびに上記のMK-3計画および革新技術開発・実証に関する意義、技術の現状、中間期的計画について要約し、あわせて10課題との関連、スケジュール、資金計画についてもふれた。付録としてPROFIT計画に係る研究開発WBSおよび推進体制(平成3年度)添付した。基本本計画書(要約偏)は、平成3年度に再開後のPROFIT計画推進会議での審議等をふまえて作成された基本方針と研究開発骨子をまとめたものであり、それ以前の審議結果についても適宜反映してある。なお、PROFIT計画推進会議(事務局会議を含む)とその下に設けた各分科会(MK-3計画、第1-3分科会)で構成する組織により各ラインで実施している研究開発を総合的見地から推進・調整している。
中本 香一郎; 林道 寛; 渡士 克己; 田辺 裕美; 一宮 正和; 山口 勝久; 浅賀 健男
PNC TN9080 92-006, 21 Pages, 1992/04
本資料は、PROFIT計画会議(平成3年度開催)ならびに「常陽」技術評価専門委員会(平成3年12月開催)で使用した革新技術開発・実証関連OHPを資料集としてまとめたものである。
藤枝 清; 竹内 徹; 高津戸 裕司; 今井 勝友; 小澤 健二; 堀米 利元; 照沼 誠一
PNC TN9410 91-187, 41 Pages, 1991/07
「常陽」の原子炉容器ナトリウム液面計は,安全保護系に組み込まれている3本の誘導式ナトリウム液面計で構成されている。その測定範囲は,1本が長尺型で通常液位に対して+350mm-1600mm,他の2本は,+ー350mmで,1次主配管の下部レベルまでカバー出来るが,-1600mm以下の原子炉容器内ナトリウム液位を監視する手段がなかった。 このため1次補助冷却系の吐出配管が原子炉容器最下部まで挿入されていることから,1次補助冷却系電磁ポンプの吐出圧力計の指示値を用いて原子炉容器内ナトリウム液位を求めることが出来ると判断し,原子炉容器内ナトリウム液位と1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力の関係を求める試験を実施した。試験の結果(1)1次補助冷却系を用いて燃料集合体上部までの原子炉容器内ナトリウム液位を推定することは,十分可能である。また,原子炉容器内ナトリウムドレン中の試験によって,原子炉容器内ナトリウムが47.5m3/hの速度で低下している過渡時においても,1次補助冷却系を用いて原子炉容器内ナトリウム液位の推定が可能であることを確認した。(2)1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力,ナトリウム循環流量およびナトリウム温度から,原子炉容器内ナトリウム液位を求める近似式を導出した。(3)測定データを基に多重回帰分析を行い,1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力およびナトリウム循環流量から,原子炉容器内ナトリウム液位を推定出来るグラフを作成した。
大岩 章夫*; 原口 哲治*; 斉藤 利二*; 谷川 信吾*; 山口 勝久
PNC TN9410 88-107, 121 Pages, 1988/09
システムコードであるSSC-LをPLANDTL施設の設計から試験解析に用いる。そのため、SSC-LにPLANDTL解析用のモデルとして電磁ポンプモデル、PLANDTL用配管破断系モデル、上部プレナム補助系熱輸送モデル等を組み込み、各モデルの適応性の確認と設計仕様のチェックを目的とし予測解析を実施した。その結果、PLANDTLは主循環系を中心に、LOPI事象で想定されている0.25秒で定格の約25%まで急減する流量カーブを配管破断系により、その後ゆっくりとした流量変化を電磁ポンプの出力制御により模擬できる装置であることを確認した。また、詳細設計データに基づく予測解析から、想定されている逆流を含むLOPI模擬試験においても、装置の設計条件であるループ設計温度:625、試験体部設計最高温度:950を越えることはないことを確認するとともに、試験の予測解析により装置の特性および試験条件設定のために必要な電磁ポンプ、緊急遮断弁などの運転条件等を確認した。今後は、各種特性試験を通じて、モデルの改良、検証を行い、試験解析を実施してゆく。