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報告書

超深地層研究所計画(岩盤の水理に関する調査研究); 再冠水試験・坑道埋め戻しに伴う地下水環境の回復挙動の予測

尾上 博則; 木村 仁*

JAEA-Research 2019-001, 57 Pages, 2019/08

JAEA-Research-2019-001.pdf:10.03MB

本研究では、再冠水試験や坑道埋め戻しによって坑道周辺の地下水の水圧や水質変化に与える影響を確認するための予測解析を行った。再冠水試験の予測解析では、坑道の冠水条件の違いに着目した解析を実施した。その結果、再冠水試験の計画立案に有益な情報として、坑道の冠水速度による周辺岩盤の地下水環境の変化の違いを定量的に確認することができた。また、坑道埋め戻しの予測解析では、坑道の埋め戻し材の透水性の違いに着目した解析を実施した。その結果、坑道埋め戻し後10年程度の地下水圧および塩化物イオン濃度の変化を推定することができた。また、周辺岩盤と比べて高い透水性の埋め戻し材を用いる場合には、坑道内部が地下水の移行経路となり地下深部の塩化物イオン濃度の高い地下水が引き上げられることが示された。

論文

再冠水試験中の止水壁の状態変化に関する検討

松井 裕哉; 見掛 信一郎; 池田 幸喜; 筒江 純

第46回岩盤力学に関するシンポジウム講演集(CD-ROM), p.286 - 291, 2019/01

日本原子力研究開発機構は、文部科学省, 経済産業省, 原子力規制委員会の第3期中長期目標に基づく研究開発を平成27年度から進めている。この一環として、岐阜県瑞浪市の瑞浪超深地層研究所の深度500mに掘削した研究坑道終端部において、再冠水試験と称する坑道周辺の地質環境の回復状況を把握・評価するための原位置試験を行った。さらに、この試験のために構築した止水壁の内外に設置した圧力や変位に関する各種計測機器により、冠水前・中・後のそれらの変化をモニタリングした。本報では、それらの計測結果を基に、再冠水試験に伴う止水壁の状態変化を推定した結果を報告する。

論文

Transition of near surface resistivity of tunnel wall during drift closure test

尾崎 裕介; 石橋 正祐紀; 松下 智昭*; 升元 一彦*; 今里 武彦*

Proceedings of 13th SEGJ International Symposium (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/11

瑞浪超深地層研究所では、坑道閉塞後の地質環境変化の把握を目的とした再冠水試験を実施している。再冠水試験において、坑道閉塞前後に2次元比抵抗探査を3度にわたり実施した。1回目は坑道閉塞前に、2回目と3回目は坑道から排水後に探査を実施した。これら探査において、低比抵抗体と高比抵抗体からなる二層構造を検知することができた。これら二層は各々吹き付けコンクリートと母岩部に相当する。また、坑道排水後に実施した探査では、母岩部に相当する高比抵抗体の上部の比抵抗の減少が確認された。この比抵抗変化は、母岩部の亀裂部に存在する不飽和層が冠水試験により飽和した過程を捉えたものと考えられる。

報告書

再冠水試験におけるボーリングピットの埋め戻し試験

高安 健太郎; 大貫 賢二*; 川本 康司*; 高山 裕介; 見掛 信一郎; 佐藤 稔紀; 尾上 博則; 竹内 竜史

JAEA-Technology 2017-011, 61 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-011.pdf:9.15MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、超深地層研究所計画に基づき、結晶質岩(花崗岩)を対象として三つの必須の課題(地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、坑道埋め戻し技術の開発)の調査研究を進めている。これらの研究開発課題のうち、坑道埋め戻し技術の開発の一環として再冠水試験を実施している。この試験は、坑道掘削による周辺岩盤や地下水に及ぼす影響が、坑道の冠水によって回復する過程を把握することを目的として、深度500mの水平坑道の北端部切羽より約40m手前に止水壁を施工して冠水坑道とし、再冠水して実施するものである。本報告書は、再冠水試験の一環として2014年度に実施した冠水坑道のピットにベントナイト混合土を用いた埋め戻し試験と埋め戻し施工の結果、及び引き続き2014年9月から2016年3月までのピットでの観測結果を報告するものである。

報告書

再冠水試験に伴う坑道周辺岩盤の変位計測結果

桑原 和道*; 青柳 芳明; 尾崎 裕介; 松井 裕哉

JAEA-Research 2017-002, 39 Pages, 2017/03

JAEA-Research-2017-002.pdf:3.58MB

深度500m冠水試験抗道における再冠水試験によって生じると予測される、坑道周辺岩盤の地中変位を捉えるため、高精度で耐久性のある光ファイバ式岩盤変位計を開発し、冠水坑道内の岩盤変位観測孔に設置した。冠水・水圧回復試験の第一回目は2015年9月に開始されたが、本計測は試験開始前から行い、大きなトラブルもなくデータ収集を継続している。第一回目の冠水試験および第二回目の試験(2016年1月に開始)で冠水坑道内の水圧が上昇すると、冠水坑道壁面近傍の変位計では、縮み側への変位が観測された。計測された変位量と、岩盤を等方均質弾性的挙動をすると仮定して試算した結果と比較すると、抗壁面ではある程度は一致するが、壁面から離れると測定結果は、試算よりも小さかった。これらの結果は、実際の岩盤では割れ目や不均質性が存在するため冠水坑道壁面に作用している水圧がそのまま内部に作用していないためと考えられる。

報告書

深度500m研究アクセス北坑道におけるボーリング調査報告書(13MI38号孔$$sim$$13MI44号孔)

長谷川 隆; 川本 康司; 山田 信人; 大貫 賢二; 大森 一秋; 竹内 竜史; 岩月 輝希; 佐藤 稔紀

JAEA-Technology 2015-011, 135 Pages, 2015/07

JAEA-Technology-2015-011.pdf:28.63MB
JAEA-Technology-2015-011-appendix(CD-ROM).zip:566.32MB

本報告書は、瑞浪超深地層研究所の深度500m研究アクセス北坑道におけるボーリング(13MI38号孔: 掘削長102.10mabh、13MI39号孔: 掘削長16.40mabh、13MI40号孔: 掘削長16.60mabh、13MI41号孔: 掘削長16.60mabh、13MI42号孔: 掘削長11.55mabh、13MI43号孔: 掘削長11.60mabh、13MI44号孔: 掘削長11.67mabh)の調査により得られた地質学的、水理学的、地球化学的データ(岩盤等級、湧水箇所、湧水量、湧水圧、透水係数等)と、各ボーリング孔に設置した観測装置(岩盤変位計、地下水の水圧・水質モニタリング装置)の概要を取りまとめたものである。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成25年度); 掘削影響の修復・軽減技術の開発(委託研究)

深谷 正明*; 畑 浩二*; 秋好 賢治*; 佐藤 伸*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 鵜山 雅夫*; 金田 勉*; 上田 正*; 戸田 亜希子*; et al.

JAEA-Technology 2014-040, 199 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-040.pdf:37.2MB

超深地層研究所計画における工学技術に関する研究は、大きく分けて、(1)「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、(2)「研究坑道の建設技術の開発」、(3)「研究坑道の施工対策技術の開発」、(4)「安全性を確保する技術の開発」および、(5)「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の5項目に分類して進めている。これまでは、「第2段階」の調査研究として、研究坑道掘削工事で取得される計測データや施工データを用いた評価に基づく設計の妥当性についての検討などを中心として進めてきた。本研究は、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の一貫として、深度500m研究アクセス北坑道における再冠水試験のための止水壁に関する検討を実施した。具体的には、止水壁やプラグに関する国内外の文献調査を実施し、この結果を基に、設計条件の検討、解析による止水壁躯体の設計と岩盤安定性の評価、主な部材の材料選定、止水グラウトの検討などを実施した。

報告書

熱-水-応力-化学連成挙動研究の現状と今後の計画

伊藤 彰; 川上 進; 油井 三和

JNC-TN8400 2001-028, 38 Pages, 2002/01

JNC-TN8400-2001-028.pdf:2.35MB

高レベル放射性廃棄物地層処分における処分場閉鎖後のニアフィールドの挙動は、廃棄体からの放熱、地下処分施設の再冠水、緩衝材の膨潤および変質など、熱的、水理学的、力学的、化学的なプロセスの複合現象として取り扱う必要がある。本研究は、地層処分システムにおいて想定される熱-水-応力-化学(THMC)連成挙動の予測を行うための現象理解に基づく数値解析システムを構築し、様々な地質環境条件に対するニアフィールドの熱、水、応力、化学場の長期的変遷を数値実験により予測することを目的とするものである。THMC連成解析コードの開発にあたっては、1.開発期間が複数年となること、2.既存ツールを用いた連成解析コードを構築し、数値解析の実現可能性を確かめる必要があることから、開発ステップを3段階に設定し、平成13年度に開発をスタートしている。本報告は、このTHMC連成解析コード開発計画のうち、1)開発ステップ1のTHMC連成解析コード開発、2)ベントナイト中の物質移行経路、3)THMC連成解析コードの並列化に関する検討結果を取りまとめたものである。

報告書

深部地質環境の調査・解析技術の体系化に関する研究

亀井 斗禮*

JNC-TJ7400 2000-015, 203 Pages, 2000/08

JNC-TJ7400-2000-015.pdf:6.07MB

平成11年度に実施された研究内容は以下に集約される。「深地層における硬岩系不連続性岩盤の透水性評価に関する研究は」は「亀裂ネットワークモデル作成と透水性評価に関する研究」と「地盤内における地下水・熱流動現象に関する数値解析的研究」について実施した。前者では、亀裂ネットワークモデルの作成、ならびにパラメータを同定する手法、さらには経路のモデルと透水性評価について実施した。後者の研究では、地下水の流れを評価するために、温度をトレーサとして用いる手法の妥当性を評価した。論理解による局所的な地下水流速の評価手法を提案した後、数値解析である有限要素法を導入し、実地盤である北海道における2つの広域な地下水の流れ(美々川流域、十勝平野)に適用した。地下水温を用いた地下水流れの調査は今後適用例が増加すると考えられる。本研究では主に数値解析手法について述べたが、他手法との併用が非常に重要になるだろう。「岩盤浸透流の三次元特性の調査と解析」では、「不飽和帯中の物質拡散係数推定技術の開発」と「環境モニタリング・システム構築のためのニューラル・ネットワークの適用性の詳細検討」について研究を実施した。前者では、蒸発を与えて不飽和浸透流を形成する方法、即ち土層内部に不飽和浸透流を形成するために土層内下部に一定水頭を与え、土層上面から蒸発を与える方法が拡散係数の同定のような長期実験でも有用であることが示された。後者では、東濃鉱山や正馬様洞をふくむ領域で河川流量解析結果の物理的意味を検討した結果、ニューラル・ネットワークの考え方が、まだ変換関数の設定など問題があるとはいえ、自然現象に適用しうることが明らかとなった。今後の重要な課題として(1)観測されている多くの自然現象をニューラル・ネットワークでつなげた地球環境モニタリングシステムの構築、(2)ニューラル・ネットワークの考えを基礎として、岩盤の地質特性と透水性との関係の研究がある。「水理試験法及び水理試験装置の開発研究」では、工学材料として用いられるベントナイト混合土に注目し、原位置で迅速に測定可能な透水試験法の確立を目的として研究を実施した。具体的には、既存の原位置透水試験法(Air-Entry Premeamater)を改良し、非常に浅い位置での湿潤面の到達時間を測定するために、複素誘電

報告書

Evaluation of Coupled Thermo-Hydro-Mechanical Phenomena in the Near Field for Geological Diaposal of High-Level Radioactive waste

千々松 正和*; 藤田 朝雄; 杉田 裕; 谷口 航

JNC-TN8400 2000-008, 339 Pages, 2000/01

JNC-TN8400-2000-008.pdf:15.57MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分における廃棄体定置後のニアフィールドでは、廃棄体からの放熱、周辺岩盤から人工バリアへの地下水の浸入、地下水の浸入による緩衝材の膨潤圧の発生、周辺岩盤の応力変化などの現象が相互に影響することが予想される。このような、熱-水-応力連成現象を評価することは、ニアフィールド環境の明確化の観点から重要な課題の一つである。熱-水-応力連成現象を明らかにするためには、まず個々の現象に関わるメカニズムを明らかにする必要がある。そのため、不飽和ベントナイトの伝熱特性、浸潤特性、膨潤特性等に関する各種要素試験が実施されている。また、熱-水-応力連成現象を実際に観測し、どのような現象が発生しているのか把握する必要もある。そのため、熱-水-応力連成現象に関する工学規模室内試験および原位置試験等が実施されている。さらに、熱-水-応力連成現象を評価するためのモデルも同時に開発されており、工学規模室内試験および原位置試験等を用いて、モデルの妥当性および適用性の検討が実施されている。本報告では、これら熱-水-応力連成モデルの開発に関する一連の検討結果を示す。本報告の構成は以下の通りである。第1章では、高レベル放射性廃棄物の地層処分における熱-水-応力連成評価の必要性について示す。第2章では、熱-水-応力連成解析評価に必要な岩石および緩衝材粘土の物性値取得に関する室内試験結果を示す。試験対象は釜石鉱山とし、岩石に関する試験は釜石鉱山で採取された供試体を用い、粘土に関してはベントナイト単体(クニゲルV1,OT-9607)およびベントナイトとケイ砂の混合体を対象とした。第3章では、原位置における岩盤物性試験の結果を示す。原位置試験は釜石鉱山における試験坑道内で実施した。実施した試験は、亀裂特性調査、透水試験、試験坑道床盤に掘削した試験孔内への湧水量の測定である。第4章では、室内および原位置試験で得られた岩盤物性値を用い、第3章で示した試験孔内への湧水量の解析評価を行なった。解析は連続体モデルおよび不連続体モデルの両者を用い実施した。第5章では、釜石鉱山で実施した熱-水-応力連成試験結果を示す。直径1.7m,深さ5.0mの試験孔を坑道床盤に掘削し、試験孔内に緩衝材および発熱体を設置し、連成試験を開始した。連成試験としては、発熱体の加熱を行なう加熱試験を約260日間、発熱体停

報告書

再冠水に関する原位置試験研究(その2)

not registered

JNC-TJ1400 99-038, 83 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-038.pdf:4.96MB

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$$sim$$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。

報告書

Study on thermal-hydraulics during a PWR reflood phase

井口 正

JAERI-Research 98-054, 216 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-054.pdf:7.94MB

PWR大破断冷却水喪失事故時の再冠水期における炉心内の熱水力挙動は、流路が管群であることや水流速が極めて小さく停滞水条件に近いことなどのために、従来広い研究対象とされてきた2相流挙動と異質な面がある。このため、上記の熱水力挙動を構成する素現象のうちには、原子炉安全評価の観点から重要であるにもかかわらず、現象の理解が不十分で、かつ予測精度が充分ではないかまたは適切な予測モデルがないものがあり、事故時の状況を高精度に予測するのに対し障害となっている。そこで、著者は定量的予測を達成する上で重要な素現象として、管群流路内のボイド率、再冠水現象に及ぼす炉心水平出力分布の影響、再冠水現象に及ぼす非常用炉心冷却水の複合注入の影響、複合注入型PWRの再冠水挙動に見られる炉心内循環流及び炉心2領域化現象を抽出し、これらの現象の解明と計算モデルの構築を行った。最終的には、代表的なPWR形式であるコールドレグ注入型PWR及び複合注入型PWRにおける再冠水挙動を充分な精度で予測する手法を確立した。以上の成果を原研で開発された再冠水現象解析コードREFLAに取り込み、予測精度の向上と適用性の拡大を実現した。

報告書

地下水流動に関する調査・解析研究(その7)

椹木 義一*

PNC-TJ1559 98-002, 260 Pages, 1998/03

PNC-TJ1559-98-002.pdf:6.08MB

「不連続性岩盤の浸透流解析と確率論的評価に関する研究」については、浸透流問題について数値解析手法を用いて予測手法を開発する。そして、浸透問題において最も重要なパラメーターであり、大きな影響を持つと考えられる浸透計数の不確定性を考慮しうる解析手法を開発する。。岩盤浸透流の三次元特性の調査と解析「については、従来の研究成果と今回の研究課題、破砕帯構造の研究及び割れ目系形態の群としての把握について報告があった。「水理試験法及び水理試験装置の開発研究」については、バッファー材への浸透挙動及び岩盤内の不飽和浸透を定量的に評価するための計測方法として、FDR法の土中水分計測法としての適用性の検討とFDR法を用いた室内試験の一例として瞬時水分計測法を研究した。「深層水理の調査手法及びモデル化に関する研究」については、広域地下水流動を追跡することを目的として、地表地形の離散化手法流体・熱移動の取扱い手法、逆解析情報量に関する検討を行った。地層内物性分布を如何にして少数の観測孔のデータから逆解析するか、そのためにはどのような情報をとればより分解能があがるか、を検討した。実際には、いくつかの周期生産方式の場合に逆解析を実行し、逆解析特性(解の収束性、偽像)を検討し、広域を対象とした最適な井戸試験形態を考えて行きたい。「地下水の地球化学特性調査に関する研究」については、主として海底のコアに依存している古気候、古水文に関する情報を、陸水である地下水を利用して解析することを試みるため、数十万年スケールの比較的単純な地下水流動系をもつオーストラリアの大鑽井盆地の地下水を利用し、環境同位体(炭素14および塩素36、ヘリウム4)による年代決定と、安定同位体を用いた涵養時の温度、降水量関連の情報の解析を行った。「再冠水現象に関する検討」については、「神奈川県相模原市に建設された、地下空間利用実験施設ミニドーム」埋め戻しに伴う、地下空洞の再冠水過程の地下水挙動を利用して、地下空洞周辺地盤の地下水環境変化と埋め戻しに伴う熔存物質の移流・拡散の実体を把握し、地下空間利用に伴う地下水環境の保全に資することを目的として、試験実施機関であるエンジニアリング振興協会地下利用開発センター等と検討を行った。

論文

水張格納容器方式の冷却材喪失事故時の圧力挙動に関する基礎実験

楠 剛; 頼経 勉; 石田 紀久

日本原子力学会誌, 40(2), p.135 - 143, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.28(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所が設計研究を進めている改良舶用炉MRXは、小型一体型炉であり、冷却材喪失事故に対する工学的安全施設として受動的安全機能を有する水張格納方式を採用している。本格納容器方式では、冷却材喪失事故時に格納容器圧力が上昇して原子炉容器の圧力と等しくなることで、冷却材の流出を停止させる。水張格納容器の設計では、冷却材喪失事故時の圧力挙動を明らかにしておくことが重要であるが、本設計のように受動的な炉心冠水維持を図った格納容器に関する実験例はない。本報告書では、冷却材喪失事故時の水張格納容器内の熱流動現象を実験的に調べ、格納容器圧力上昇の程度及びそれへの影響因子を明らかにし、格納容器圧力上昇の簡便な予測モデルを検討した結果を述べる。

報告書

改良舶用炉MRXのLOCA時の格納容器圧力及び炉心冠水維持機能解析

楠 剛; 大久保 哲郎*; 頼経 勉; 安達 雅樹; 石田 紀久

JAERI-Tech 97-046, 56 Pages, 1997/09

JAERI-Tech-97-046.pdf:1.88MB

水張格納容器及び自然循環方式の崩壊熱除去設備による受動的安全設備を備えた改良舶用炉MRXについて、LOCA解析をRELAP5により行い、格納容器圧力が設計圧力を上回ることなく炉心冠水を維持することが可能な運転範囲を明らかにした。解析では、配管の破断位置、格納容器気相部初期体積等をパラメータとした。その結果、格納容器気相部初期体積は基準値30m$$^{3}$$を中心に26~36.5m$$^{3}$$の範囲内に制御する必要があることが示された。また、長期冷却については、RELAP5の計算に加え、簡易計算を行い、非常用崩壊熱除去系統及び非常用格納容器水冷却系統の性能が、炉心冠水維持と格納容器圧力抑制のために妥当なものであることを明らかにした。

報告書

ATR大破断事故解析コード-SENHOR/FLOOD/HEATUP-

山口 隆司

PNC-TN1410 97-030, 107 Pages, 1997/08

PNC-TN1410-97-030.pdf:1.98MB

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、大破断事故に分類される事象における熱水力過渡変化、炉心再冠水挙動及び燃料温度過渡変化の評価では、大破断時熱水力過渡変化解析コードSENHOR、炉心再冠水特性解析コードFLOOD及び燃料温度解析コードHEATUPをそれぞれ用いている。ここでは、大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)及び各コードの概要を示す。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、大破断事故解析には、SENHOR、FLOOD及びHEATUPを用いた一連の解析により安全評価を行う。SENHOR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。SENHORから得られた原子炉熱出力及び蒸気ドラム圧力の時間変化等を基にFLOODにより、急速注水系(以下APCIという)の注水量変化と炉心での蒸発量を考慮した平均再冠水速度を解析し、燃料被覆管温度ターンアラウンド開始時間とターンアラウンド後の熱伝達率を求める。SENHORから得られた熱水力学的挙動のデータ及びFLOODから得られた燃料被覆管温度ターンアラウンド開始時間等を基に、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1.2.1SENHORコード大破断時熱水力過渡変化解析コードSENHORは、大破断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。

報告書

ATR中小破断事故解析コードーLOTRAC/HEATUP-

山口 隆司

PNC-TN1410 97-029, 65 Pages, 1997/08

PNC-TN1410-97-029.pdf:1.26MB

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。

論文

Experimental study on difference in reflood core heat transfer among CCTF, FLECHT-SET and predicted with FLECHT correlation

大久保 努; 井口 正; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.839 - 849, 1994/08

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

PWRの再冠水時の状況として想定される条件下で実施されたCCTF試験の炉心熱伝達率が、安全評価において用いられてきたFLECHT相関式では適切に予測できないとの報告がこれまでになされている。この理由を検討するため、典型的なFLECHT-SET試験の条件の下でCCTF試験を実施した。両試験の結果を検討し、以下のことを明らかにした。FLECHT相関式はPWRで想定されている再冠水初期に蓄圧注水系から冷却水が供給される場合の炉心熱伝達率を適切に表現できず、実測値より遙かに小さな値を与える。FLECHT-SET試験での炉心熱伝達率は、CCTF試験でのものと類似で、両者ともこれまで使用してきた相関式で予測できる。更に、半径方向出力分布が存在する場合には、熱伝達に対するその効果が顕著に現れる大規模な炉心を有するCCTFでは、その効果を考慮することで熱伝達率を適切に予測できる。

報告書

緩衝材の特性試験(2)

柴田 雅博; 山形 順二*; 鈴木 英明*

PNC-TN8410 92-169, 64 Pages, 1992/08

PNC-TN8410-92-169.pdf:1.06MB

高レベル放射性廃棄物地層処分における人工バリアの一つに緩衝材があり、圧縮ベントナイトがその候補材料として考えられている。処分初期は、水で飽和していない圧縮ベントナイトに対して地下水が浸潤してくる、いわゆる再冠水現象が想定され、水分の移動に関する評価および浸潤メカニズムの解明が重要である。本報告では、処分直後の地下水の再冠水時における不飽和な圧縮ベントナイトへの水の浸潤挙動を把握するために、簡易的な圧縮ベントナイト中への水の浸潤試験を実施し、概略的な評価を行ったのでここに報告する。その結果、(1)圧縮ベントナイト中への水の浸潤はみかけ上はおよそ拡散分布を示すこと、(2)浸潤速度の指標である水分拡散係数は10/SUP-10/m/SUP2/sのオーダーであること、(3)水分拡散係数は圧縮ベントナイトの乾燥密度とともに増加すること等を確認した。また、水の浸潤にともなうモンモリロナイト結晶の底面間隔の測定を行い、「水の浸潤挙動」「底面間隔の変化」「膨欄圧力発生挙動」の相互関係の評価を行った。その結果、1.圧縮ベントナイトが水で飽和する以前に膨潤圧力が平衡となる。2.底面間隔が一定となる時に膨潤圧力が平衡となる。という結果を得た。これらのことから、水の浸潤には膨潤圧力を発生させるモンモリロナイト層間への浸潤、およびベントナイト粒子間の空隙を飽和させる浸潤、という二つの浸潤メカニズムがあることが示唆された。

論文

Hydrogen generation during reflooding of degraded core as an accident management measure

日高 昭秀; 杉本 純; 早田 邦久

EUR-14039-EN, p.28 - 36, 1992/00

軽水炉のシビアアクシデントを早期に終息させるためのアクシデントマネージメントの一つとして、損傷した炉心を冠水させ冷却する手法がある。しかしながら、損傷した炉心を冠水すると、金属-水反応によって水素が発生すると共に、被覆管温度の上昇とそれに伴う燃料溶融の可能性がある。このため日本原子力研究所は、炉心損傷詳細解析コードSCDAPを用いて、TMI-2事故において事故後100分$$sim$$174分の間に再冠水が行われた場合を想定し、再冠水開始時刻、再冠水速度、再冠水前の炉心の水蒸気流量をパラメータとした感度解析を実施し、再冠水による水素発生量と炉心損傷への影響を評価した。解析の結果、以下の結論が得られた。(1)損傷炉心の再冠水により付加的な水素が発生する。(2)再冠水中の水素発生量は、未酸化Zrの量及び再冠水開始時刻に影響される。(3)一般に再冠水は早期に行われる程、炉心の損傷は軽減され水素発生量は少ない。

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