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一宮 正和; 堂崎 浩二; 上野 文義; 森下 正樹; 小林 孝良; 奥田 英一; 嵐田 源二
JNC TN2400 2000-005, 103 Pages, 2000/12
JNC-TN2400-2000-005.pdf:3.98MB
もんじゅ2次系床ライナについて、漏えいナトリウムの燃焼による熱荷重条件に対するライナの機械的健全性を、溶解塩型腐食による減肉を考慮したうえで、非弾性解析及び部分構造模擬試験により評価した。非弾性解析の結果、減肉が著しく進行しても、ライナに生じるひずみ値は材料固有の延性限度内にあるため、ライナに貫通性損傷が発生することはなく、その機械的健全性が確保されることを確認した。また、部分構造模擬試験の結果、非弾性解析による推定値を大幅に上回るひずみを与えても損通性損傷はなく、機械的健全性を維持することを確認した。
木原 伸二; 矢幡 胤昭; 南条 篤史*; 高橋 孝三; 尾曽 智重*; 根本 俊行; 安藤 昇; 大久保 秀文*
JAERI-Research 97-037, 43 Pages, 1997/05
JAERI-Research-97-037.pdf:1.85MB
流動層と酸化銅触媒とを組み合わせた使用済イオン交換樹脂の焼却技術に係わる開発の一環として、コールド燃焼試験とホット燃焼試験を行った。コールド燃焼試験においては、樹脂を焼却した場合の減重比は約10,000であり、スス等の黒色未燃物だけを対象にすると100,000以上であった。ホット燃焼試験のうち、RIを吸着させた模擬廃樹脂を焼却した場合、焼却炉に投入されたRIの約10%が炉内の流動媒体に、約50%~70%が酸化銅触媒にそれぞれ付着し、約20%~40%が排ガス浄化系に移行した。JMTRの実廃樹脂を用いた場合の放射性物質の分布状況も模擬廃樹脂を燃焼した場合と同様であった。
川田 耕嗣; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 寺奥 拓史; 三宅 収
PNC TN9450 97-005, 145 Pages, 1997/03
「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の目的で、平成8年4月8日に、大洗工学センターの大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)内の大型密閉試験装置(SOLFA-2)を用い、「もんじゅ」2次系配管室の温度計、換気空調ダクト、グレーチング、床面には同仕様の受け皿等の配置を模擬してナトリウム漏えい燃焼実験-Iを行った。なお本データ集については、情報公開の一環として平成9年3月21日付けで、本社インフォメーションルーム、大洗工学センター展示館、敦賀事務所アトムプラザの3カ所で公開を開始した。
川田 耕嗣; 大野 修司; 三宅 収; 寺奥 拓史; 宮原 信哉; 田辺 裕美
PNC TN9410 97-036, 243 Pages, 1997/01
「もんじゅ」2次主冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、ナトリウムによる漏えい速度・漏えい形態の確認実験、ナトリウム漏えい燃焼実験-I、ナトリウム漏えい燃焼実験-IIを順次実施した。本報告は、この内のナトリウム漏えい燃焼実験-Iに関するものである。ナトリウム漏えい燃焼実験-Iは、換気空調ダクト、グレーチングでの漏えいナトリウムの燃焼および破損挙動、漏えいナトリウムの床ライナへの影響挙動を明らかにする目的で、大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)の大型密閉試験装置(SOLFA-2)を用いて実施した。実験では、「もんじゅ」と同仕様の温度計と周囲の保温構造の一部、換気空調ダクトおよびグレーチングを実機と同様に設置し、また床面には実機の床ライナと同仕様の受け皿を設置し、漏えい事故室の機器構造・配置を部分的に模擬した。実験は、480
のナトリウムを温度計から当初約4時間にわたって漏えいさせる予定であったが、排煙処理装置の排気流量低下のため約1.5時間で終了した。各部における燃焼挙動、破損挙動等はCCDカメラ、熱電対等を用いて確認した。ナトリウム漏えい燃焼実験-Iから、以下の結果を得た。(1)温度計からのナトリウム漏えい形態は、漏えい開始直後はフレキシブル管からの流線状の飛散後、換気空調ダクト上で跳ね返って液滴状燃焼になるのが観察された。(2)換気空調ダクトは、表面温度が約600
約700の範囲であったが、「もんじゅ」で見られたような開口はなく、ダクト本体の破損は認められなかった。(3)グレーチングは、上面温度が約650約940の範囲で推移していたが、鋼板の一部に欠損や減肉が認められた。(4)床面に設置した受け皿の裏面温度は、約10分後に約700に達し、その後は約740約770で推移していたが、受け皿の破損はなく、最大約1mmの減肉が認められた。(5)受け皿上には、「もんじゅ」と同様にナトリウム酸化物が山状に堆積し、堆積物最下層からは、鉄とナトリウムの複合酸化物(Na4FeO3)が確認された。
青砥 紀身; 黒田 哲宏; 平川 康
PNC TN9410 97-055, 128 Pages, 1996/07
大洗工学センターで平成8年6月7日に実施された「ナトリウム漏えい燃焼実験-II」(「燃焼実験-II」)の実験セル内に配置された炭素鋼製床ライナ材について、(1)「ナトリウム漏えい燃焼実験-I」(「燃焼実験I)の受皿の減肉機構との違い(2)ライナ欠損発生位置の決定要因 を明らかにするデータ取得を目的に材料分析を実施した。実施した材料分析は以下の通り。1)金属組織観察 2)断面(金属材料
堆積物層)電子線プローブ・マイクロアナライザ(EPMA)分析 3)堆積物界面(堆積物/付着物側および材料側界面)のX線回折 得られたデータ及び知見に基づき、「もんじゅ」実機床ライナと「燃焼実験I」床受皿における減肉機構と「燃焼実験II」の床ライナに生じた減肉機構との違いを考察した。種々の検討に基づき、前者ではNa-Fe-O化合物の生成と物理的/化学的除去による反応進行が、後者では高温溶融塩腐食に似た機構が支配的となった減肉機構が働いたものと推察した。また、ライナ欠損発生場所はいずれも変形凸部の中腹を取り巻くように位置しており、上記機構の推定と合わせて大部分が溶融体界面から開口したものと推定した。
姫野 嘉昭; 森川 智; 川田 耕嗣; Yorita, E.*; Fujiwara, T.*; Kaneshige, T.*; Irie, S.*
PNC TN9410 91-092, 11 Pages, 1991/01
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森井 正*; 福地 平*; 山田 敏雄*
PNC TN9410 86-124, 61 Pages, 1986/12
PNC-TN9410-86-124.pdf:3.08MBPNC-TN9410-86-124TR.pdf:3.23MB
1985年9月27日(金)、大洗工学センターのSAPFIRE施設のSOLFA-2(100m3SUS製容器)試験装置を用いて、空気雰囲気中における大規模・長時間のNaスプレー燃焼試験(RUN-E1)を実施した。主なNaスプレー試験条件は、以下の通りである。スプレー流量510g/sec、スプレー経過時間1800sec、スプレーNa温度505、スプレー落下高さ約4m、試験開始直後から、Naスプレー燃焼により容器内ガス温度と圧力は急上昇し、約1.2分後に、ガス最高温度が約700、最高圧力が約1.24㎏/†-gに到達した。その後、酸素濃度の低下(試験容器は密封状態のため)とともに温度・圧力は比較的ゆっくりと低下した。試験容器内の酸素は、ほぼ4分で消費し尽くされたが、この時の酸素消費速度からNaスプレー燃焼速度(100%Na2O2反応を仮定)を求めると、160g-Na/secとなり、これは、Naスプレー流量の約30%が途中のガス相で燃焼したことに相当する。スプレーコーン内部温度は1000以上になり、スプレー液滴まわりの燃焼域の温度を拾ったため、いくつかの熱電対は破損した。スプレー燃焼期間中は、高さ方向には大きな酸素濃度差は見られなかった。これは、試験容器内の強い自然対流によるガスの混合のためである。試験容器内のエアロゾル濃度は、試験開始約5分後に最大17.5g-Na/m3に到達し、その後急激に減少して、約20分後には1g-Na/m3以下になった。
川部 隆平*; 姫野 嘉昭; 川田 耕嗣*; 宮口 公秀
PNC TN941 85-104, 17 Pages, 1985/06
漏洩ナトリウムの流動性を明らかにする目的で、温度250の低温ナトリウムのライナ上流動燃焼試験を行った。試験には、長さ約2.4m、幅約1.2m、ライナ勾配1/100を有し裏面断熱の水平なライナ試験体を用い、その端部に幅200mm、高さ10mmのノズルを固定し、ノズルから水平方向に流量約1-/secで総量約160kgのナトリウムを220秒間穏やかに流した。試験中はライナ上のナトリウムの流動性及び燃焼状況を観察し、またライナ各部の温度測定も行った。試験後は、試験体各部に残留したナトリウム燃焼生成物の回収とそれらの分布を調べた。試験中及び試験後のデータとそれらの解折から、次に述べる結果を得た。ノズルからの流出ナトリウムは、最初は限定された流路幅の中を流れた。しかし、しばらくすると流出ナトリウムの先端が放熱のために一時棟結し、凍結によって形成された固化ナトリウムが流路をライナ全面に広げた。凍結ナトリウムは、次々と流入するナトリウムによって容易に再融解され、その後のナトリウム流動は円滑に推移した。ナトリウムからライナに対する熱流束は約80kw/m
2以下で、前回の高温ナトリウム(505)試験の時と比べ小さい。ただ、熱伝達率は300500w/m2と前回と同様な値であった。試験後の残留ナトリウム燃焼生成物は、ライナ上では平均約1kg/m2のほぼ均一な分布を示し、連通管内については大きな固形燃焼物の流入は認められていない。このことと前回の高温ナトリウムを用いた同様な試験結果から、実機における流路閉塞の可能性は排除できるものと結論される。
宮原 信哉; 前田 晴彦*
PNC TN241 83-10, 229 Pages, 1983/07
ナトリウム・スプレー燃焼解析コード"SPRAY-III"の検証を目的として、21m/SUP3での容器を用い、ナトリウム・スプレー燃焼試験を実施した。試験前に実施した予備解析の結果については、既に「ナトリウム・スプレー燃焼の解析」として報告している。今回は、試験結果を用いた"SPRAY-III"コードの検証を行い、その解析結果の妥当性について検討を実施した。その結果、以下のことがわかった。(1)窒素雰囲気試験(a)ガス圧力、ガス温度のピーク値は、実験結果に比べて解析結果が安全側の評価となった。しかし、解析で得られた圧力ピークはスプレー終了時に現われており、スプレー噴出中にピークとなった実験結果とは異なる結果となった。又、立ち上がりは解析結果の方が遅くなることがわかった。(b)壁の温度は、スティール・ライナについてはスプレー終了時において解析結果が実験結果の温度変化巾の約5575%であり、過小評価であることがわかった。又、モルタルについては、解析結果と実験結果はほぼ一致した。(c)プールの平均温度は、スプレー終了時において、若干解析結果の方が低くなったがほぼ妥当な結果が得られた。又、解析ではスプレー終了時までにプールとガスとの熱量移行はほとんどなかった。(2)空気雰囲気試験(a)"もんじゅ"の安全解析条件と同様に、反応生成物が全て過酸化ナトリウムであると仮定するとガス圧力、ガス温度の立ち上がりとピーク値のいずれも非安全側の評価となった。又、本試験の体系で安全側の評価を得るためには酸素との反応速度定数の補正係数VOを、従来の300(ft/sec)から、1000(ft/sec)にしなければならないことがわかったが、この値が実機体系にも通用できるかどうかは今後の検討による。(b)壁の温度は、モルタルについては解析結果と実験結果はほぼ一致したが、スティール・ライナについては補正係数VOを1000(ft/sec)にしても実験結果の温度変化巾の約4553%と過小評価であることがわかった。(c)プールの平均温度は、解析結果がかなりの過小評価となった。これらの結果から、窒素雰囲気におけるガス圧力、ガス温度についてのSPRAYコードによる評価は妥当なものであることが確認されたが、壁の温度や空気雰囲気における評価については、非安全側であることが判明した。SPRAYコードは、"もんじゅ
*
PNC TJ222 82-16VOL1, 178 Pages, 1982/12
PNC-TJ222-82-16VOL1.pdf:7.15MBPNC-TJ222-82-16VOL1TR.pdf:5.65MB
一次系及び二次系雰囲気でのナトリウムスプレ燃焼を対象とし、既存の21m3容積の試験容器を用い、実験研究を行った。雰囲気ガス中の酸素濃度のみならず、湿分濃度も実験パラメータとし、一連のTASP実験シリーズを行い、所期の目的であった解析コード検証データの整備及び気体成分濃度やナトリウムエアロゾル濃度の変化等のナトリウムスプレ燃焼現象に付随する実験知見に関して有効なデータを得ることができた。得られた結果の要点は以下のとおりである。(1)ナトリウムスプレ燃焼時の温度、圧力応答に対する雰囲気ガス条件の影響については、実験範囲では湿分濃度はあまり効かず、酸素濃度が支配的因子であることが明らかとなった。(2)圧力応答に対する実験と解析の比較では、Ranz-Marshallの式をベースとした熱、物質伝達式を用いた解析で、実験値と十分良い一致を示すことが確認された。(3)初期雰囲気ガス中の湿分濃度が、ナトリウムスプレ燃焼時の水素ガス発生にどのような影響を及ぼすかを調べた結果、次のことが判明した。(a)酸素濃度が零のときは化学量論的に予測される可能最大水素濃度とほぼ一致する水素が発生した。(b)一次系雰囲気に対応する酸素濃度(23%)では、化学量論的可能最大水素濃度よりもかなり低い水素濃度となった。これには、発生エアロゾルの吸湿作用が関与していると考えられる。(c)空気雰囲気の実験では、水素ガスの発生は見られなかった。(4)スプレ燃焼時のナトリウムエアロゾル挙動について、濃度減衰、粒径分布、沈降速度及び壁への付着速度の種々の有効な定量的データが得られた。
栗山 将; 早川 直宏; 中瀬 吉昭
JAERI-M 6751, 43 Pages, 1976/10
電線用高分子絶縁材料の耐放射線性の評価は、照射劣化に伴なう引張り特性の低下から材料の使用限界線量を究めてきた。軽水型原子炉発電所が実用期に入った現在では、電線用ケ-ブル材の耐放射線性に加えて炉の安全性を確保する立場からLOCA、地震及び火災などの災害事故を考慮した劣悪環境下においてもケ-ブル機能を発揮する事が要求される。第1篇では電線用絶縁材料の耐放射線性の評価の時代的推移を述べると共に安全性を考慮した評価の意義と実施例を解説した。第2編ではIEEE(米国電気学会)規格323及び383に準じたLOCA模擬試験や燃料試験を行ない、BWR原子力発電所用ケ-ブルとして架橋性ポリマが絶縁・シ-スケ-ブル材が有利である事を示した。
栗山 将; 長谷川 徹*; 小椋 二郎*; 大西 隆雄*; 木村 洋*
日立評論, 58(3), p.247 - 252, 1976/03
原子力発電所の建設が促進され、安全性の追及が厳しくなるなかで、米国においてケーブルの認定試験規格が新しく制定された。この規格に合格するケーブルを開発するため、耐放射線性材料の開発を行なうとともに、新しく試験設備を設置してケーブルの特性の確認を行なった。その結果、われわれのケーブルが十分な性能をもっていることを確かめた。本稿では、この規格の特徴である二つの要求性能試験を中心に述べる。一つは40年の通常運転後に事故が1回発生した場合を想定した一連の試験であり、他の一つは、グループになった多条ケーブルが火災を伝播させないことを確かめる試験である。これら両特性を満足するには耐熱性,耐放射線性,耐高温水蒸気性が優れ、しかも難燃化した架橋ポリマ材料を使用する必要のあることを確認した。
川崎 浩平; 品田 健太; 牧野 崇義; 岡本 成利
no journal, ,
プルトニウム燃料施設では、グローブボックスの火災損傷防止を目的として、可燃性に区分されるアクリル樹脂製の窓板に透明な不燃又は難燃シートを貼り付ける対策を進めている。本研究では、不燃又は難燃規格を有する不燃又は難燃シートを貼り付けたアクリル板について、米国規格UL94-5Vの試験方法を参考とした燃焼試験及び小規模の火災想定試験を実施し、本対策の火災損傷防止効果を評価した。本研究により、不燃又は難燃シートをアクリル樹脂製の窓板に貼り付けることによって、接炎しても自己消火し、アクリル板の損傷を軽減する効果を確認したことから、火災損傷防止対策として有効であると評価する。
