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松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; Zuev, V. A.*; Ganovichev, D. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2016/11
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故では、炉心領域の溶融燃料が炉心外へ流出することで損傷炉心がより深い未臨界状態に至るとともに、分散燃料が冷却の容易なデブリになると考えられる。このため、制御棒案内管を通じた燃料流出は炉心損傷事故の終息に影響を及ぼす重要な過程である。日本原子力研究開発機構とカザフスタン共和国国立原子力センターとの共同研究EAGLE計画では、制御棒案内管を通じた燃料流出挙動の解明を目的とした炉外試験をはじめとする新たな試験研究を開始した。本報告では、新たに開始した試験研究の進捗について、これまでに得られた試験結果を含めて述べる。
菊地 晋
JNC TN9450 98-001, 87 Pages, 1998/10
本報告書は、実証炉における炉心変形挙動評価に資するために、制御棒下部案内管のパッド部対面間寸法データとMK-II燃料集合体における残留曲がりの軸方向プロファイルをまとめたものである。
三浦 俊正*; 石田 紀久; 平尾 好弘*
JAERI-Tech 98-030, 38 Pages, 1998/08
改良舶用炉MRXでは炉外核計装用中性子検出器を格納容器外側から原子炉容器周辺の所定の位置まで挿入するため検出器案内管を配置する。案内管は遮蔽欠損部なので放射線の透過やストリーミングのため格納容器外側の線量率を高める原因となる。そこで案内管部の最適遮蔽設計に資することを目的として同部分の遮蔽計算を行った。計算には二次元輸送計算コードとモンテカルロ計算コードの接続計算手法を用いた。ストリーミングに関するモンテカルロ計算では統計精度をあげるため案内管の近傍のみを解析した。この方法の信頼性はJRR-4における実験を解析することにより確かめた。MRXの遮蔽計算の結果、案内管出口での線量率は設計基準に近い値であった。線量率を下げるには案内管は線源部が直視できないように湾曲させればよいことが明らかとなった。
日比 宏基*; 鈴置 善郎*; 長田 博夫*
PNC TJ2678 95-007, 134 Pages, 1995/03
もんじゅ性能試験で実施される「原子炉まわりしゃへい評価」では、原子炉容器内及び原子炉容器室内などで中性子測定を行い、しゃへい設計の基礎データを取得する計画である。この試験解析には、しゃへい設計時に同じく、基本的には2次元中性子輸送計算手法を適用して実施されることとなる。しかしながら、原子炉容器室そのものが六角形であること、あるいは原子炉容器室しゃへい床には種々の貫通部や切り欠き部があり3次元的に非常に複雑な形状をしているため、このような複雑形状を2次元RZ体系でモデル化すると計算誤差が大きくなる可能性がある。したがって、試験解析には3次元的な形状を模擬した計算方法を適用し、中性子ストリーミング効果を適切に評価する必要がある。また、本しゃへい評価では、原子炉容器内の炉内NIS案内管内で中性子測定を行うため、試験解析として案内管内の中性子ストリーミング効果を評価する必要がある。そこで本研究では、原子炉まわり中性子ストリーミング効果予備検討として、原子炉容器内のしゃへい床の基本的な体系に対して3次元モンテカルロ法を適用したしゃへい床まわりの中性子ストリーミング解析を行うとともに、原子炉容器内の炉内NIS案内管を含む体系での中性子ストリーミング効果を含めた案内管効果を評価した。その結果、3次元モンテカルロ法の適用により原子炉容器室内の詳細な中性子束分布を求められる見通しを得るとともに炉内NIS案内管中のしゃへい測定値をファクタ0.3
0.5程度で再現できた。今回の知見を基に今後、原子炉容器室内のしゃへい測定解析に本格的に3次元モンテカルロ法を適用し、また、炉内NIS案内管中の他の測定の解析を行うことは有益である。
飯村 勝道; 細川 甚作; 高橋 澄; 中崎 長三郎
UTNL-R-0321, 0, p.5.1 - 5.10, 1995/03
JMTRでは、種々の照射ニーズに対応するため、各種照射装置の運転を行っている。このうち、OGL-1及びOWL-2は、燃料・材料などの多くの照射試験を実施してきた。これらの照射装置の炉内管は、設計寿命に達したため、原子炉圧力容器から取出し、カナル水中に保管してきた。保管中の炉内管を切断するために切断装置を開発、切断処理を行った。切断作業は、計画どおりに安全に実施することができた。本報告は、切断対象物である炉内管の概要及び今回開発した水中放電切断装置の概要、供用中の原子炉施設内における炉内管の切断処理作業で得た経験などについて紹介する。
飯村 勝道; 北島 敏雄; 細川 甚作; 阿部 新一; 高橋 澄; 小川 光弘; 岩井 孝
デコミッショニング技報, (10), p.42 - 48, 1994/06
JMTRでは、高放射化されたループ照射設備の使用済炉内管を水中で切断する装置を開発し、性能や安全性を確認した。この装置は、多重構造管の切断を目的としたもので、放電方式を採用することで水中切断を可能にした。また、各種フィルターなどを組み合わせ、水の精製に努めた。ここでは、今回開発した水中放電切断装置の概要、性能及び供用中の原子炉施設内における使用済炉内管の切断した経験について紹介する。
本間 建三; 雨谷 富男; 渡邊 浩之; 中崎 長三郎
UTNL-R-0292, p.1 - 9, 1993/00
JMTRに設置されている高温高圧水ループ照射設備「OWL-2」は、初期の目的を達成したため撤去することとした。OWL-2の炉内管は、原子炉容器の上蓋と下蓋を上下に貫通した構造である。そのため、炉内管の撤去は、原子炉容器内の一次冷却水の漏出を防止しつつ、炉内管の引抜きと、原子炉容器復旧のためのループ貫通部プラグ取付けを行わなければならない。本作業は、原子炉の炉心部を裸にする事故につながる恐れがあり、失敗の許されない困難な作業である。そのため、実機撤去に先立ち、モックアップ試験の実施を計画し、試験において構造設計、作業手順等の妥当性を確認した。本報告は、モックアップ試験の成果、実機炉内管の撤去及び、原子炉容器ループ貫通部の処置に関する、手順、方法等について紹介する。
森本 誠; 大久保 利行; 堀 徹; 伊藤 和寛; 舟木 功; 藤原 昭和; 田村 政昭
PNC TN9410 91-334, 64 Pages, 1991/10
「常陽」では,破損燃料位置決めシステムとして,ナトリウムシッピング法による破損燃料集合体検出装置(FFDL)が採用されている。しかし,「常陽」ではこれまでに燃料破損の経験がなく,昭和60年度に実施された燃料破損模擬(FFDL-I)試験以降,FFDLは運転されていない。このため,平成4年度に計画しているFFDL-II試験に先立って平成3年7月12日から7月19日にFFDL運転試験(II)を実施した。本試験により得られた結論を以下に示す。(1)FFDLの基本的な機能及び運転手順を再確認するとともに,運転経験を蓄積することができた。(2)放射線計測の結果,バックグランドと差はなく燃料破損は検出されなかった。
丸山 創; 岡本 太志*; 中川 繁昭; 新藤 雅美
JAERI-M 90-195, 33 Pages, 1990/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の安全評価において1次冷却設備の配管破断事故の代表事象を選定するため、二重管破断事故及び内管破損事故について開口面積をパラメータとして感度解析並びに評価を実施した。その結果、二重管破断事故、内管破損事故それぞれにおいて、炉心損傷の観点から、大破断事故(100%破断)を代表事象として選定した。安全評価の結果、それぞれの事象において、事故時の判断基準を上回らないことが確認された。
二川 正敏; 菊地 賢司
JAERI-M 86-119, 52 Pages, 1986/08
多目的高温ガス試験炉の1次冷却系主配管に二重配管構造が使用される。二重配管構造の振動特性に及ぼすスペ-サの設置間隔や内管内部断熱材の影響について調べる為に、ハンマリングによる振動試験を直管型および曲管型試験体に対して行なった。これらの実験結果を平行はり並びに等価剛性はりモデルを用いてCOSMOS-7による有限要素解析結果と比較した。得られた結論は次の通りである。(1)二重配管構造の固有振動数および振動モ-ドは平行はりモデルで良く表せる。(2)二重配管構造の固有振動数および振動モ-ドはスペ-サの設置位置に大きく依存する。(3)二重配管構造の減衰比は単一配管より大きい。
二川 正敏; 菊地 賢司
日本原子力学会誌, 27(6), p.553 - 562, 1985/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所で開発が進められている多目的高温ガス実験炉の1次冷却系配管には二重配管構造が使用される。この二重配管構造の固有振動数、固有振動モードにスペーサの設置間隔が与える影響について調べるために、直管型と曲管型の二つの試験体を製作した。固有振動数と振動モードはハンマリングによる衝撃応答特性から推測された。これらの実験結果は二重配管を平行はりと等価剛性単一はりにモデル化したSAP-Vの有限要素解析結果と比較・検討を行った。その結果、次のような結論が得られた。(1)二重配管構造の固有振動数及び固有振動モードは平行はりモデルによって表わされる。(2)二重配管構造の固有振動数及び固有振動モードはスペーサの設置位置に大きく依存する。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における現象把握及び影響因子の抽出を目的として、カザフスタン共和国国立原子力センターの協力の下、EAGLE(Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities)-3プロジェクトに取り組んでいる。EAGLE-3プロジェクトの着目課題のうち、制御棒案内管からの炉心溶融物質流出プロセスに着目して実施した炉外試験の結果を紹介する。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Zuev, V.*; Ganovichev, D.*; Baklanov, V.*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時における溶融炉心物質の制御棒案内管(CRGT)を通じた炉心領域からの流出挙動に係る現象把握のため、CRGTを模擬したダクト状構造体に模擬溶融炉心物質(溶融アルミナ)を投入する炉外試験を実施し、試験データの分析を行った。
