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論文

高速炉蒸気発生器伝熱管周囲に形成されるナトリウム-水反応環境を考慮したターゲットウェステージ評価

栗原 成計; 梅田 良太; 下山 一仁; 菊地 晋

日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00382_1 - 17-00382_11, 2018/03

ナトリウム(Na)冷却型高速炉(SFR)の蒸気発生器(SG)で想定される伝熱管破損事象では、Na中への水漏えいにより反応ジェットが形成され(Na-水反応)、そのエロージョン・コロージョン作用により隣接伝熱管(ターゲット伝熱管)に局所的な減肉が生じる(ターゲットウェステージ)。われわれは、反応ジェットに随伴される液滴衝突エロージョン(LDI)と、Na-水反応時の主要生成物である高温の水酸化ナトリウム(NaOH)及び酸化ナトリウム(Na$$_{2}$$O)による流れを伴うNa-Fe複合酸化型腐食(COCF)に起因してターゲットウェステージが生じると考え、伝熱管周囲のウェステージ環境で生成されるNaOH単体環境及びNaOH-Na$$_{2}$$O混合環境においてCOCF実験を実施して定式化した。本報では、垂直管群を模擬した実機SG条件でのNa-水反応試験(総合検証試験)を実施し、各ターゲット伝熱管を対象に新たなウェステージ相関式の適用性を定量評価するとともに、貫通破損したターゲット伝熱管を対象に注水停止後のブローダウン過程を含めた時間におけるウェステージの時間進行を定性的に検討した。

論文

ナトリウム-水反応現象解析コードSERAPHIMに対する非構造格子用解析手法の適用

内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00394_1 - 17-00394_6, 2018/03

Na冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に形成される隣接伝熱管周りのウェステージ環境を評価するため、Na側で生じる圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした機構論的数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発し、SERAPHIMコードに組み込んだ。組み込み後SERAPHIMコードにより不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致することを確認した。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした試解析も実施し、妥当と考えられる解析結果を得た。

報告書

高速炉蒸気発生器伝熱管のターゲットウェステージ現象解明実験; 流れを伴う高温水酸化ナトリウム環境での腐食実験

梅田 良太; 下山 一仁; 栗原 成計

JAEA-Technology 2017-018, 70 Pages, 2017/08

JAEA-Technology-2017-018.pdf:9.67MB

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器では、低圧のナトリウムから伝熱管を介して高圧の水/蒸気に熱交換される。その伝熱管が破損して水蒸気が漏えいした場合、発熱反応を引き起こし、ナトリウム中に反応ジェットが形成される(ナトリウム-水反応)。反応ジェットは高温・高圧噴流で高アルカリ環境を形成し、この環境に曝された隣接伝熱管は、局所的な減肉により損傷を受け(ターゲットウェステージ)、SG内での影響範囲が拡大する可能性がある。本報告書では、ターゲットウェステージ現象解明を目的として、ナトリウム-水反応時の主要な反応生成物である高温の水酸化ナトリウムと副次的な生成物である酸化ナトリウム(試料)を用いて、ターゲットウェステージの環境因子(試料温度、衝突速度、試料組成割合等)を分離評価できる実験装置及び実験手法を開発した。また、開発した実験装置を用いて流れを伴う高温水酸化ナトリウム及び酸化ナトリウム環境下における腐食実験を実施し、腐食特性に及ぼすターゲットウェステージの環境因子の影響を定量的に評価するとともに、平均腐食速度とウェステージ環境因子との関係を定式化した。

報告書

蒸気発生器における伝熱管破損時長時間事象進展解析コードLEAP-IIIの開発

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; 栗原 成計; 浜田 広次; 大島 宏之

JAEA-Research 2017-007, 61 Pages, 2017/07

JAEA-Research-2017-007.pdf:4.3MB

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器に対する安全評価では、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが必要である。既往研究において、ウェステージ型破損伝播を伴う長時間事象進展解析コードLEAP-IIが開発されたが、将来炉の新型SGでは水・蒸気系の高温・高圧化が指向されていることから、高温ラプチャ型破損伝播も評価対象に含めることが重要な課題となっている。そこで、本研究では高温ラプチャの発生有無を評価する解析モデルを構築し、LEAP-IIコードへ導入した。本解析モデル導入後の解析コードをLEAP-IIIとした。本解析モデルの機能確認として、伝熱管群の存在する体系におけるナトリウム-水反応試験を対象とした解析を実施した。本解析では水リーク管周辺における模擬伝熱管で高温ラプチャが発生する結果が得られ、解析モデルが正しく機能し、なおかつ保守的な評価結果を与えることを確認した。

報告書

高クロム鋼伝熱管の急速加熱ラプチャ実験

梅田 良太; 栗原 成計; 下山 一仁

JAEA-Technology 2016-030, 50 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-030.pdf:5.22MB

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管が貫通破損した場合、高温・高速かつ高アルカリ雰囲気の反応ジェットが生成される(ナトリウム-水反応)。反応ジェットが隣接する伝熱管全体を覆うと、伝熱管の高温化によって機械的強度が低下し、伝熱管内圧で膨出破損に至ることがある(高温ラプチャ)。高温ラプチャの評価では、伝熱管温度に相当する伝熱管材料のクリープ強度を材料強度の基準値(破損クライテリア)としており、内圧による管壁のフープ応力と当該破損クライテリアを比較することで破損を判断する。このため、高温ラプチャ現象を模擬した伝熱管破損実験から得られる知見を踏まえて、破損クライテリアの妥当性を確認することが非常に重要である。本報告書では、原子力機構が所有する伝熱管破損模擬試験装置(TRUST-2)を用いて、高クロム系鋼の細径伝熱管の単管試験体及び密着型の二重試験体を対象に、最高1500Kまでの超高温条件で内圧加圧型の急速加熱伝熱管ラプチャ実験を行い、破損形態や破損強度特性などを明らかにするとともに、破損クライテリアの妥当性を検討した。

論文

Behavior of entrainment droplet formed by high velocity air jet flow in stagnant water

赤羽 正彰*; 堀木 幸代*; 刑部 真弘*; 小泉 安郎; 内堀 昭寛; 大野 修司; 大島 宏之

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時において、隣接伝熱管ウェステージの主な要因となる高速気体噴流中の液滴挙動を実験から調査した。実験では、水中に高圧空気を噴出させ、噴流中にエントレインされた液滴を高速度カメラにより可視化するとともに、撮影画像を処理することにより液滴速度の計測を行った。可視化画像より、噴流界面からフィラメント状に液体が巻き込まれて液滴が発生する様子を確認した。液滴速度の計測から、噴流軸方向成分の速度は空気噴出速度の上昇とともに増大する挙動や液滴が発生した後噴流により加速される挙動を示すデータを得ることができ、隣接伝熱管ウェステージに関する現象解明及び評価手法の検証に有用な知見を得た。

論文

Development of a wastage environment evaluation model for a sodium-water reaction analysis code SERAPHIM

内堀 昭寛; 大島 宏之

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/11

Na冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に形成される隣接伝熱管周りのウェステージ環境を評価するため、Na側で生じる圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした機構論的数値解析コードSERAPHIMを開発している。本研究では、ウェステージ環境評価モデルの一つとして液滴エントレインメント・輸送モデルを開発し、その基本検証のため基礎的な液滴エントレインメント実験の解析を実施した。その結果、本解析モデルが液滴エントレインメント終了までの時間や液滴発生時の圧力変動等の実験結果を概ね良好に再現し、モデルの基本的な妥当性を確認した。

論文

Numerical quantification of self-wastage phenomena in sodium-cooled fast reactor

Jang, S.*; 高田 孝; 山口 彰*; 内堀 昭寛; 栗原 成計; 大島 宏之

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/11

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管の微小亀裂が徐々に拡大するセルフウェステージ現象について、多次元解析コードSERAPHIMを用いた数値解析(定量化)を実施し、拡大後の亀裂サイズを調査した。まず、ナトリウム-水反応によって生じるセルフウェステージ現象を再現するための複数ステップの数値解析手法を考案した。これに基づき、亀裂近傍の化学反応を伴う熱流動特性を得るための2次元解析を実施した。伝熱管壁のウェステージ量は温度と水酸化ナトリウム濃度をパラメータとしたアレニウス型評価式から求め、ウェステージ後の構造部形状に整合するように解析メッシュを再構築した。以上の手順を繰り返すことで評価した亀裂拡大後サイズ及び形状が実験結果と一致することを確認した。

報告書

舶用原子炉(MRX,DRX)蒸気発生器伝熱管の簡易流力振動評価

斉藤 和男*; 石田 紀久

JAERI-Tech 2001-039, 25 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-039.pdf:0.94MB

大型船舶用原子炉MRX及び深海調査船用原子炉DRXにおいては、蒸気発生器を原子炉容器に内装する一体型構造を採用している。蒸気発生器はヘリカルコイル貫流型であり、多数のコイル(伝熱管)が、炉心を内包する原子炉容器内筒を取り巻くようにアニュラー空間内に設置されている。この伝熱管の管外流及び管内流により発生すると予想される流力振動を簡易計算により評価し、支持点ピッチの妥当性を検討した。

報告書

FBR冷却系における流体物性変化を伴う流動現象に関する研究 - 物性変化を伴う流動現象モデル - $$sim$$先行基礎工学分野に関する平成11年度報告書$$sim$$

岡本 孝司*; 班目 春樹*

JNC-TY9400 2000-016, 90 Pages, 2000/06

JNC-TY9400-2000-016.pdf:2.53MB

FBR冷却系に於いて、蒸気発生器内でのナトリウム-水反応が安全上問題となる。この反応では、化学反応による流体の物性変化が流れ場に強く影響するため、非線形性が大きくその挙動の予想は困難である。本研究では、このように物性変化が大きな反応性流れ場の挙動を解明することを目的とし、ナトリウム-水反応を模擬した試験流体の流動特性に関して、実験的検討及び数値解析的検討を平成11,12年度の2ヶ年にわたり実施する。平成11年度研究では、実験的検討として緩やかな化学反応を伴う流れ場の速度,濃度の同時計測技術を開発した。速度場については、既存のPIV(Particle Image Velocimetry)手法を用いる。また濃度分布に関してはpH分布の計測に着目し、発光強度に関しpH依存性の有無を有する2種類の蛍光染料を同時に用いたDELIF(Dual Emission LIF)手法を開発した。開発した計測技術を用い、2種類の蛍光塗料としてQuinineとRhodamine6Gを用いることにより、酢酸水-水,アンモニア水-水,アンモニア水-酢酸水を用いた軸対称噴流場での速度,pH濃度場の同時計測を行った結果、これらの同時計測が可能でありかつ高い精度でpH濃度場の計測が可能となった。また、一連の実験により二液二層流体の混合に於いて、拡散が抑制される傾向が見られることが判明した。本報告書は、先行基礎工学分野に関する東京大学とサイクル機構との共同研究のうち、東京大学で実施したものについてまとめたものである。

報告書

改良9Cr-1Mo鋼の超高温強度特性

加藤 章一; 吉田 英一; 青砥 紀身

JNC-TN9400 2000-042, 112 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-042.pdf:8.55MB

FBR蒸気発生器の伝熱管破損に起因する隣接伝熱管への破損メカニズムのひとつとして、ナトリウム-水反応により急速に伝熱管壁が加熱され破断に至るいわゆる高温ラプチャ現象が考えられる。本研究では、改良9Cr-1Mo鋼に関する高温ラプチャ評価の基礎データとして反映するため、超高温領域における引張及びクリープ試験を実施した。引張試験におけるひずみ速度は10%/min$$sim$$10%/sec、クリープ破断時間は最長277secである。また、試験温度は700$$^{circ}C$$$$sim$$1300$$^{circ}C$$である。本試験において得られた結果を要約すると、以下のとおりである。(1)改良9Cr-1Mo鋼について、ひずみ速度と引張強度との関係及び数分以内の極端時間のクリープ破断強度に関する評価データを取得した。(2)上記取得データに基づき、Mod.9Cr-1Mo鋼伝熱管の構造健全性評価に必要なクリープ破断式を提案した。(3)改良9Cr-1Mo鋼の超高温域における引張強度及びクリープ強度は、「もんじゅ」伝熱管材料の2・1/4Cr-1Mo鋼よりも高い値を示し、優れた強度特性を有していることがわかった。

報告書

粒子法の化学反応を伴う流動様式への適用性評価解析

白川 典幸*; 堀江 英樹*; 山本 雄一*; 松宮 壽人*

JNC-TJ9440 2000-008, 47 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-008.pdf:1.96MB

伝熱流動数値実験によって、化学反応を伴う伝熱流動が高速炉を構成する機器に及ぼす影響を評価するには、反応の発生箇所近傍だけでなく機器全体を解析対象とする必要がある。そのため、計算負荷の観点から微視的な解析手法を直接用いることができない。このため、使用する熱流動解析コードには、化学反応によって生じる多相・多成分の反応性流体の挙動をモデル化し、相関式として組み込まなければならない。反応性流体の化学反応の量は反応する相間の境界面積に依存し、この面積は界面の形状によって大きく変化する。しかし、ナトリウム-水反応のように化学反応を伴う系については、これに関する実験的知見もないのが現状である。そこで本件では、微視的解析手法である粒子法を用いて、多相・多成分・反応性流体の挙動を機構論的に解析し、流動様式や境界面積に関する知見を得ることを最終的な目的とする。本年度は、粒子法を用いて水・ナトリウム反応を扱うための第一段階として、液体ジェットが他の液体プールに噴出する際の流体力学的挙動への粒子法の適用性を検討することを目的とした。このため、文献調査によりジェット流動様式のメカニズムを検討するとともに、ここでの目的に合致する、「ガソリンプールに水を噴出させる実験」を選び、解析した。また、蒸気発生器内部の伝熱管水リーク事故では管群内のジェット流を解析する。このような複雑体系への本手法の適用性を検討するため、蒸気発生器安全性総合試験(SWAT/Run19試験)を例として化学反応を含まない流体力学のみの予備解析を実施した。その結果、伝熱管群を含む複雑体系においても、高速ジェット流とプール流体との相互作用を考慮した流動挙動への適用性が確認できた。さらに、今後扱うべき現象のモデリングについて検討し、相変化と化学反応経路を選定し定式化を行った。水の相変化は伝熱律速モデルに基づき、化学反応は水・水素転換率をパラメタとした一括反応モデルに基づいている。また、コード構成についても概念設計を行った。

論文

Shielding design for steam generator of advanced integral marine reactor MRX

小田野 直光; 山路 昭雄*; 石田 紀久

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.78 - 82, 2000/03

経済性及び信頼性向上を目指した次世代型の改良舶用炉として、大型舶用炉原子炉MRXの概念を報告する。MRXは蒸気発生器を原子炉容器内に内蔵する一体型PWRであり、原子炉容器は水を充填した格納容器内に設置されている。MRXでは、格納容器内の水も放射線遮蔽材として有効に活用し、格納容器外側の二次遮蔽体を不要にするという遮蔽設計上の目標に基づいて、格納容器の胴部直径及び肉厚を定めた。さらに、プラントの高さ方向長さを短縮する目的で、蒸気発生器を炉心近傍に設置し、かつ原子炉室外側の機関室を周辺監視区域にすることを設計目標に掲げた。これを可能とさせるよう、炉心槽の板厚を厚くするとともに炉心槽外側と蒸気発生器との間に鋼製遮蔽体を設け、蒸気発生器内二次冷却水の16-N放射化量等を低減させた。その結果、プラントの飛躍的な軽量・小型化が達成された。

報告書

50MW蒸気発生器試験施設の解体撤去; 大型コールドトラップの解体洗浄

永井 桂一

JNC-TN9410 2000-003, 52 Pages, 1999/12

JNC-TN9410-2000-003.pdf:3.51MB

本書は、平成11年5月に実施した50MW蒸気発生器試験施設内の大型コールドトラップ(1次、2次ナトリウム系用)の解体洗浄に関し、解体洗浄に係る調査検討内容や解体洗浄方法、解体洗浄結果及び安全対策等について実施記録をまとめたものである。大型コールドトラップの解体洗浄は、ほぼ計画通りの方法にて安全且つ効率的に作業を行うことができた。また、これら一連の解体洗浄を通し、様々な知見や経験等を得ることができ、これまであまり経験の無かった大型コールドトラップの空気雰囲気中における解体洗浄技術を構築することができた。本件で得られた知見及び経験等は、今後実施される大型コールドトラップの解体洗浄や類似ナトリウム機器の解体洗浄の作業計画や作業実施及び安全管理等に充分役立つものと思われる。

報告書

Evaluation of steam generator U-tube integrity during PWR station blackout with secondary system depressurization

日高 昭秀; 浅香 英明; 上野 信吾*; 吉野 丈人*; 杉本 純

JAERI-Research 99-067, p.55 - 0, 1999/12

JAERI-Research-99-067.pdf:2.51MB

2次系減圧を伴うPWR電源喪失事故時に炉心が昇温すると、温度上昇に起因して蒸気発生器伝熱管が破損する可能性がある。米国NRCの解析は、その場合でも、サージラインが先に破損することを示したが、沈着したFPからの崩壊熱を考慮していない。そこで、その影響を調べるため、まず、米国NRCの解析で使用したホットレグ水平対向流モデルを原研のLSTF実験で検証した後、Surry炉を対象としてSCDAP/RELAP5コードを用いた解析を行った。FP沈着量と崩壊熱は原研のARTコードを用いて別途計算した。その崩壊熱を熱応答計算で考慮した場合、伝熱管の健全性はかろうじて確保された。しかしながら、種々の不確実性を考慮すると、伝熱管が最初に破損する可能性を排除できない。このことは、2次系減圧に関するアクシデントマネジメント方策の得失を評価するうえで考慮しておく必要がある。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」における水素・トリチウム挙動 -性能試験データによる解析コード(TTT9)の検証と定格運転予測評価-

飯沢 克幸; 鳥居 建男

JNC-TN4400 99-002, 192 Pages, 1999/03

JNC-TN4400-99-002.pdf:7.27MB

高速増殖炉におけるトリチウム挙動解析評価手法と負荷低減対策の開発整備を目的として、「もんじゅ」出力上昇試験データを用いて高速炉トリチウム挙動解析コード"TTT"の検証と定格運転長期予測評価を実施した。この際、既に長期運転経過により飽和挙動に達している「常陽」及びPHENIX解析結果との比較検討も実施した。"TTT"コードはR.KUMARのトリチウム・水素挙動モデルに基づき作成され、当初「もんじゅ」設計段階の評価に用いられて来たが、その後「常陽」MK-IIデータに基づき改良整備し、更に今回「もんじゅ」性能試験データによる検証精度の向上を図り、実力ベースにおける長期予測評価と低減対策検討への適用に到っている。本研究において得られた結果と結論は以下のとおりである。(1)「常陽」、PHENIX、「もんじゅ」性能試験におけるトリチウム濃度実測分布への解析コード炉心放出率適合値の検討により、制御棒からの放出寄与の優位性が推測された。(2)「もんじゅ」性能試験時のナトリウムと水・蒸気中トリチウム濃度分布に対して、解析コード検証精度C/E=1.1が得られた。(3)カバーガス中トリチウム濃度実測分布を再現するうえでトリチウム/水素同位体存在比均一化モデルの妥当性が確認された。(4)「もんじゅ」2次系ナトリウム中トリチウム濃度は1次系の約1/50で、

報告書

高速炉の冷却系に関する総合試験計画 - 2次系配管構造が動特性に与える影響の検討 -

飯塚 透; 上出 英樹; 西村 元彦

PNC-TN9410 98-083, 118 Pages, 1998/07

PNC-TN9410-98-083.pdf:2.64MB

実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし、原子炉容器から蒸気発生器(SG)までを総合的に模擬した大型ナトリウム試験(原子炉冷却系総合試験)計画を検討した。これまでに基本設計を行い、試験施設は実証炉の1/3縮尺2ループモデルとした。SGについては水・蒸気側の模擬性を高めるため高さ方向1/1縮尺の部分モデルとし、2次系配管を1ループに集約して接続するものとした。このため、2次系配管が著しく長くなり、実機模擬性が損なわれる可能性が考えられる。また、2次系配管の途中で2ループを1ループに集約する構造のため、自然循環試験時にはループ間のアンバランスが助長されることも考えられる。そこで、2次系配管長をパラメータとして動特性解析を実施し、模擬性に与える影響を把握した。また、IHX伝熱面積等にループ間で差異を与えた場合の予測解析を実施した。その結果、SGが流れ方向に長く、熱容量も大きいことから、2次系配管長の影響は相対的に小さいことが分かった。また、片方のループにのみ選択的に自然循環が発達するような現象は見られなかった。以上より、2次系配管長の短縮は制約条件が厳しい割に熱過渡の改善の効果が小さく、構造上可能な範囲すべきことが分かった。また、ループ間に実証炉と同等の製作誤差があっても、試験の実施及び試験結果の評価に大きな影響を与えるような問題は生じないことが分かった。

報告書

蒸気発生器伝熱管の高温ラプチャ型破損評価手法の整備と適用

浜田 広次; 田辺 裕美*; 和田 雄作*; 宮川 明*; 広井 博*

PNC-TN9410 98-029, 122 Pages, 1998/05

PNC-TN9410-98-029.pdf:14.03MB

高速炉蒸気発生器伝熱管の高温ラプチャに対する健全性評価のため、動燃では次の研究を進めてきた。1)超高温材料データの取得と構造健全性評価法の整備2と1/4Cr-1Mo鋼の高温(700$$sim$$1200$$^{circ}C$$)クリープ試験データを取得し、高温、短時間破裂である高温ラプチャ特性を踏まえて時間依存のクリープ破断評価法に基づく材料基準値を策定した。また伝熱管破損模擬試験(TRUST-2)により本評価法を検証した。2)ブローダウン時の減圧特性を含む伝熱管内流動解析手法の整備本ブローダウン解析に使用するBLOOPHと汎用コードであるRELAP-5とで実機ブローダウン解析結果の比較を行い、両者が良好な一致を示すことを確認した。また、ナトリウム-水反応時の入熱を考慮した管内蒸気流モデルを開発した。3)ナトリウム-水反応試験データに基づく定量的な検証過去のナトリウム-水反応試験データから保守的に求めた反応域温度と管外熱伝達率を用いてSWAT-3試験及び米国LLTR試験の解析を行い、クリープ破断モードよりも延性破断モードが早期に現われること、破断時間は実際の試験結果よりもかなり短時間の保守的な結果となることを示した。これらの結果を踏まえて、PFR大リーク事故及び高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管破損の再評価を行った。主な結果は、以下のとおり。1.1987年の英国PFRの事故が多数の伝熱管破損に至った最大の原因は、事故当時過熱器に高速減圧系が設置されていなかったためであることが、上記評価法を適用して定量的に示された。2.以上の検証解析結果を踏まえて選定した保守的なパラメータを用いて、「もんじゅ」条件での100%、40%、10%の各定常運転から水ブローまでの解析を行い、いずれの場合も高温ラプチャが発生する条件に至らないことを確認した。3.管束部中下部ではブロー途中に伝熱管内部流量が低下するため、安全裕度が相対的に小さくなるが、蒸気ブロー弁の増設による水ブローの高速化が裕度拡大方策として有効であることを示した。

報告書

蒸気発生器伝熱管用渦電流探傷試験装置の開発 -オフラインデータ解析処理条件の設定及び検証-

永井 桂一; 荒 邦章; 軍司 稔

PNC-TN9410 97-087, 142 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-087.pdf:5.29MB

高速原型炉「もんじゅ」の蒸気発生器(SG)伝熱管の渦電流探傷(ECT)による供用期間中検査(ISI)では、検査データの評価作業の迅速化や効率化及び容易化を図るために、計算機を用いたオフラインデータ解析処理を計画している。このオフラインデータ解析処理は、検査信号の位相と振幅をもとに設定したベクトルウィンドウと呼ばれる信号パターンに比較させ、一定の条件に当てはめることによって検査信号の分類や欠陥信号の識別を行うものであり、検査信号を精度良く分類することが要求される。このため、解析ソフトの倫理演算条件をパラメーターとした解析を行い、分類精度が最も良好となる条件を設定した。また、実機の探傷データを用いた解析も行い、設定した条件の有効性の検証や実機探傷データの整備構築を図った。主な成果は以下の通りである。(1)オフライン解析処理条件の設定支持板部についてはほぼ全数の支持板信号の自動分類が可能な条件を設定することができ、溶接部とベンド部については、自動分類可能な信号の数が最も多くなる倫理演算条件を設定することができた。(2)解析処理条件の検証「もんじゅ」の供用前検査(PSI)データ用に設定した解析条件は、信号発生要因の総数に対し約80$$sim$$85%の要因数をオフライン解析処理によって自動分類可能であり、手動解析機能との併用によって全ての信号発生要因を分類することが可能であった。また、設定した解析条件は、実機のISIデータの解析評価に充分適用できる見通しを得た。(3)データベースの整備「もんじゅ」SG伝熱管のPSIデータを対象に、設定した条件を用いて解析処理を行った結果、ISI時の信号評価を行う上で基本となる信号発生要因とその発生位置及び信号波形等の基礎データを整備構築することができた。

論文

Accident sequence precursor analyses for steam generator tube rupture events that actually occurred

渡邉 憲夫

Reliab. Eng. Syst. Saf., 57, p.281 - 297, 1997/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:56.24

確率論的安全評価において、蒸気発生器細管破損(SGTR)事象は、リスク上重要な事象の1つとされている。また、運転経験データによれば、幾つかの事例では、事象の認識が遅れ、破損SGの隔離や均圧操作がタイムリーに行われなかったという事態が発生している。本研究では、10件の実事例と潜在的な事例1件を対象に、炉心損傷に至る可能性の観点から各事例の重要度を評価すると共に、SGTR緩和のための代替策を検討する際に役立つ情報を得ることを目的として、前兆事象評価を行った。その結果、SGTRの認識や減圧操作の遅れを伴った事例は炉心損傷に至る可能性が高くなり、重要な前兆事象となることを示した。この結果は、SGTR検知機能の向上や運転手順書の改善の重要性を示唆している。また、その他の不具合が発生した事例の幾つかは、その不具合により炉心損傷の可能性が高くなることを明らかにし、こうした状況からの復旧手段についても検討する必要性を示している。

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