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報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成13年度

ホット試験室

JAERI-Review 2002-039, 106 Pages, 2003/01

JAERI-Review-2002-039.pdf:9.46MB

本報告書は、平成13年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTE及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では所外利用として、前年度に引き続きBWR燃料集合体の非破壊・破壊試験,サイクル機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の非破壊試験等を実施した。所内利用として、「むつ」使用済燃料集合体の再組立及び照射後試験に着手した。WASTEFでは廃棄物処理処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物の高温安定性試験及び原子力用材料のIASCC研究にかかわるSSRT試験装置の整備・性能試験を実施した。ホットラボでは所外利用として、東電柏崎5号機で照射された大幅高燃焼度用照射材料の照射後試験を実施した。所内利用では核融合炉材料及び大強度陽子加速器ターゲット容器材料等の照射後試験を実施した。また、ホット試験室の総力を挙げて、国からの要請による中部電力浜岡原発1号機の余熱除去系配管破断の検査を行った。

報告書

水銀ターゲットシステムにおけるソースタームの予備的評価

小林 薫*; 神永 雅紀; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 麻生 智一; 粉川 広行; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2000-050, 43 Pages, 2000/08

JAERI-Tech-2000-050.pdf:2.36MB

水銀ターゲットシステムにおいて、重大事故であるギロチン配管破断によりターゲットトローリーメンテナンス室へ水銀が漏洩した場合のソースタームを解析し最大公衆被曝量を推定する。ソースタームとして、高い蒸気圧と放射能レベルを有する水銀、ヨウ素、臭素、希ガスを選定した。ソースタームの輸送量は水銀漏洩時の温度と蒸発率、そして放出時のフィルター効率や大気拡散率を考慮して解析した。漏洩水銀の温度変化はSTAR-CDコードで、蒸発速度は1次元強制対流条件で利用される物質伝達の相関式で推定した。安全裕度を十分に見込んだ条件における予備的な解析結果では、水銀、ヨウ素、臭素、希ガスに対する公衆被曝量の最大レベルは約6.3$$times$$10$$^{-2}$$mSvであり、1年間に自然界から受ける1mSvよりも一桁以上小さい。

論文

Study on the passive safe technology for the prevention of air ingress during the primary-pipe rupture accident of HTGR

武田 哲明; 菱田 誠*

Nuclear Engineering and Design, 200(1-2), p.251 - 259, 2000/08

 被引用回数:24 パーセンタイル:16.61

高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気侵入挙動の解明と空気侵入防止技術の開発に資するため、原子炉の流路構成を模擬した試験装置を用いて実験を行った。実験の結果、配管破断後の炉心部を一定速度で降温する場合は、事故を空気の自然循環流が発生する第2段階まで進展させないような降温速度が存在することが明らかとなった。また、炉心部の高温と低温流路間に発生する空気の自然循環流は、低温流路側に相当する圧力容器等の流路からヘリウムガスを一定量注入することによって流れを制御することができ、多量の空気侵入を防止できることを示した。

報告書

「常陽」MK-II炉心プラント特性試験データ集

久保 篤彦

JNC-TN9410 2000-010, 72 Pages, 2000/03

JNC-TN9410-2000-010.pdf:2.14MB

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を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。その間、「常陽」では多くのプラント特性試験データを蓄積しており、これをMK-II炉心の運転開始に先立って原子炉の性能を確認する性能試験、原子炉の安全な運転を確保するためサイクル毎に実施する運転特性試験、高速炉開発に関するデータ取得と解析評価手法の開発・整備のために実施する特殊試験がある。本報告書では、試験項目毎にその内容と結果を示した。また、本文中に記載したデータの他、動特性に関する時系列データを含め、ユーザーがこれらのデータを机上のPC環境下で利用できるように、光磁気ディスクにて支給可能とした。

報告書

RELAP5コードによる水銀流動基礎実験装置の過渡解析,1; モデル化と予備解析

木下 秀孝; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 98-061, 55 Pages, 1999/01

JAERI-Tech-98-061.pdf:2.5MB

原研の中性子科学研究計画を推進するために、5MW核破砕ターゲットの設計を実用的な中性子性能と安全性の確保の観点から進めている。とくに安全性に関しては、ターゲットシステムの安全性の向上を目指してRELAP5を導入した。第1段階として、ポンプトリップや配管破断のような異常事象時におけるターゲットシステムの過渡挙動を、RELAP5にもともと組み込まれている水物性値を用いて解析を行った。ポンプトリップ時には、加熱部の急激な温度と圧力の上昇を防止するうえで、慣性力の大きいポンプが有効であること、また配管破断時には、破断孔径が1mmの場合には圧力降下や流出も緩やかであるが、完全破断の際には大きな圧力変動に伴い数秒で流出することが示された。これらの解析結果を基に、確証実験用のループ改造と、コードへの水銀物性値組み込みに着手した。

報告書

高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気浸入挙動

武田 哲明

JAERI 1338, 180 Pages, 1997/11

JAERI-1338.pdf:7.72MB

本研究では、高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気浸入挙動について、実験と数値解析によりその挙動を解明し、高温ガス炉の安全性に関する考察を行った。主配管破断事故時の空気浸入過程に2つの段階が存在することを示すとともに、事故後の第1段階は分子拡散と極めて流速の遅い混合気体の自然循環流が律則過程であり、第2段階では流路全体を短時間内に一巡する空気の自然循環流が律速過程となることを明らかにした。数値解析においては、事故後の第1段階における熱流動解析コードを開発し、実機における空気浸入挙動の予測が可能となった。さらに、事故後の第1段階の期間内に空気浸入過程を終了させる炉心冷却速度の存在と低温流路側からのヘリウム注入が、空気浸入と黒鉛酸化を防止及び抑制する有効な方法であることを明らかにした。

論文

Study on the passive safe technology for the prevention of air ingress during the primary-pipe rupture accident of HTGR

武田 哲明; 菱田 誠*

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 1, p.278 - 285, 1997/00

高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気侵入挙動の解明と空気侵入防止技術の開発に資するため、原子炉の流路構成を模擬した試験装置による実験を行った。その結果、配管破断後の炉心部を一定速度で降温する場合は、事故を空気の自然循環流が発生する第2段階まで進展させないような降温速度が存在することが分かった。また、炉心部の高温と低温流路間に発生する空気の自然循環流は、低温流路側に相当する圧力容器等の流路から、ヘリウムを一定量注入することによって流れを制御することができ、多量の空気侵入を防止できることが分かった。

論文

高温ガス炉の一次冷却系主配管破断事故時の空気侵入挙動,2; 炉心の黒鉛流路管温度が非均一の場合

武田 哲明; 武仲 五月*; 菱田 誠

日本原子力学会誌, 38(2), p.154 - 162, 1996/00

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

一次冷却系主配管破断事故は、高温ガス炉の設計基準事故の一つである。本事故時には破断口から炉内に空気が流入し、黒鉛の炉内構造物を酸化させる恐れがある。また複雑な多成分気体の流れが炉容器内に発生することが考えられる。そこで高温ガス炉を模擬した配管破断模擬試験装置を用いて、破断から炉内を一巡する自然循環流が発生するまで(第1段階)の空気流入過程について調べた。本論文では、周辺領域の炉心流路の温度が中心領域よりも低い場合、及び炉心の平均温度が事故後低下する場合の空気侵入過程及び第1段階の持続時間について調べた。その結果、周辺領域の温度が低い場合でも第1段階の持続時間は均一温度実験の場合とほとんど同じこと、炉心温度降下実験において降温速度が速い場合事故が第1段階で収束する可能性があること等がわかった。

論文

Helium-air exchange flow through annular and round tubes

文沢 元雄; 菱田 誠

Nuclear Technology, 109, p.123 - 131, 1995/01

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

高温ガス炉のスタンドパイプ破断時空気浸入事故に関連して、垂直の環状流路、垂直・傾斜の円管流路をとおるヘリウム・空気置換流実験を行った。またマッハツェンダ干渉計により非定常濃度分布の可視化を行い、流動様式を観察した。その結果、環状流路の内筒が14mm以上(等価直径6mm以下)になると置換流量が低下すること、傾斜円管流路の流動様式は安定した分離流となること、また垂直の環状流路の流動様式は分離流となっている可能性のあることが分った。

論文

高温ガス炉の一次冷却系主配管破断事故時の空気浸入挙動,1; 炉心の黒鉛流路管温度が均一の場合

武田 哲明; 武仲 五月*; 菱田 誠; 江森 恒一

日本原子力学会誌, 37(10), p.948 - 958, 1995/00

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

一次冷却系主配管破断事故時は、高温ガス炉の設計基準事故の一つである。本事故時には破断口から炉内に空気が流入し、黒鉛の炉内構造物を酸化させる恐れがある。また複雑な多成分気体の流れが炉容器内に発生することが考えられる。本論文は配管破断事故における空気流入過程の実験的研究に関するものである。実験はHTGRの流路形状を模擬し黒鉛流路を内蔵する配管破断模擬試験装置を用いて行い、破断から炉内を一巡する自然循環流が発生するまで(第1段階)の空気流入特性を炉心温度を400~1050$$^{circ}$$Cの間で変化させて調べた。その結果、第1段階が5~11日持続すること、黒鉛温度が600~850$$^{circ}$$Cのとき二酸化炭素が発生し、850~1000$$^{circ}$$Cのとき一酸化炭素と二酸化炭素とが発生すること等がわかった。

論文

Air ingress during the primary pipe rupture accident of an HTGR

菱田 誠; 武田 哲明; 武仲 五月*

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Enginering (ICONE), Vol. 2, 0, p.1093 - 1100, 1995/00

高温ガス炉の一次冷却系主配管破断事故時の第1段階における空気浸入挙動を調べるため、HTTRの約1/5の実験装置を用いて、試験体内各部における混合気体の密度変化、酸素、二酸化炭素及び一酸化炭素の濃度変化を調べた。模擬炉心体の温度をパラメータとし、この温度を400$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$Cまで変えた時の空気浸入挙動を実験によって明らかにした。

論文

遺伝アルゴリズムによる干渉画像解析

鶴 大悟*; 岡本 孝司*; 班目 春樹*; 文沢 元雄

可視化情報学会誌, 14(SUPPL.1), p.39 - 42, 1994/07

高温ガス炉配管破断時空気侵入挙動解明の一環として、安定成層流の密度分布を調るため、遺伝アルゴリズムによる干渉画像解析を行った。この画像解析手法では、マッハツェンダ干渉画像から3次元密度分布を構築する場合、素密度分布の組合せの最適化手法として遺伝アルゴリズムを用いた。したがって、少数の干渉画像から高精度の密度分布を再構築することができた。

報告書

配管破断模擬試験; 空気浸入実験結果,2

武仲 五月*; 武田 哲明; 菱田 誠; 安掛 岳*; 江森 恒一

JAERI-M 94-024, 60 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-024.pdf:1.76MB

高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時には、炉内のヘリウムが格納容器内に噴出し、炉内外の圧力が均圧した後、破断口から空気が浸入することが予想される。この際、炉内に浸入した酸素により、黒鉛構造物が酸化し、炉内には化学反応を伴う複雑な多成分気体の流れが発生するものと考えられる。この空気浸入挙動、多成分気体の自然対流特性等について調べるために、既に配管破断模擬試験装置にて、模擬炉心部等温条件の空気浸入実験を行った。今回はさらに実機に近い状態を模擬するため、炉心部に温度分布をつけた場合と、時間とともに炉心部が冷却される場合の空気浸入実験を行った。その結果、温度分布がある場合は、等温条件の場合に比べて空気の自然循環流が早く発生する傾向にあること、炉心部が冷却される場合は、その冷却速度により、自然循環流が発生しない場合があること等がわかった。

論文

2成分気体の分子拡散と自然循環に関する研究,2; 数値解析

武田 哲明; 菱田 誠

日本機械学会論文集,B, 60(569), p.208 - 214, 1994/01

高温ガス炉の配管破断事故時には分子拡散と自然対流が重畳した流れが炉内に生じる。本研究では、この流れを数値解析によって調べ、配管破断後の濃度変化及び流速の早い空気流入流の発生時刻等を明らかにした。

論文

Measurement of transient density distribution using Mach-Zehnder interferogram image

岡本 孝司*; 文沢 元雄

JSME International Journal, Series B, 37(3), p.503 - 508, 1994/00

本研究は高温ガス炉の配管破断時炉内熱流動安全性研究の一環として行ったものである。負の浮力噴流によって生ずる置換過程の非定常密度分布を測定するため、マッハツェンダ画像処理を行う自動計測システムを開発した。マッハツェンダ干渉縞のVTR画像をEWSで自動的に解析することで、2次元密度分布を求めた。その結果、ヘリウム中への上向き空気噴流に対して、噴出口上部において、密度成層を形成していることが、定量的に示された。

論文

Measurement of density distribution using optical tomography with genetic algorithm

鶴 大悟*; 岡本 孝司*; 班目 春樹*; 文沢 元雄

The 4th Triennial Int. Symp. on Fluid Control,Fluid Measurement,and Visualization; FLUCOME 94, 0, p.971 - 976, 1994/00

高温ガス炉配管破断時空気浸入挙動解明の一環として安定成層流の密度分布を求める手法を開発した。本手法では密度分布を素密度分布の和として表し、素密度分布の組合せの最適化手法として、遺伝アルゴリズムを用いた。これにより、少数のマッハツェンダ干渉画像から高精度の3次元密度分布を再構築することができた。

論文

レーザ流速計による浮力置換流の流量測定に関する研究

文沢 元雄

日本機械学会論文集,B, 59(567), p.3686 - 3693, 1993/11

高温ガス炉スタンドパイプ破断時空気侵入挙動解明の一環として、不安定密度成層間の円筒状接続管において対向する流れの流速を測定する実験を行った。レーザ流速計を用いた測定より、浮力置換流の体積流量を算出する手法を開発した。また半球内自然対流が接続管での置換流挙動に及ぼす影響も調べた。その結果、以下のことが分かった。円筒状接続管では時間的にも空間的に不規則な置換流が生じている。置換する流体の局所流速分布は、レーレー数の増加とともに一山分布から二山分布に変化する。冷却半球内面温度が加熱面温度より低い場合、置換する気体の体積流量は冷却半球内面温度が加熱面温度に等しい場合に比べて低下する。

論文

黒鉛酸化を伴う円管内層流の物質伝達に関する数値解析

小川 益郎

日本機械学会論文集,B, 59(560), p.1181 - 1186, 1993/04

高温ガス炉の配管破断事故時における高温での黒鉛の腐食速度や一酸化炭素の発生量を予測するために、黒鉛円管内の層流において、一酸化炭素の燃焼反応と黒鉛の酸化反応を伴なう場合の多成分混合気体(ヘリウム、酸素、一酸化炭素、二酸化炭素の4成分)系の物質伝達に関する数値解析を行った。入口レイノルズ数を50~1000、温度を800~1600$$^{circ}$$C、入口の酸素質量分率を0~0.5の範囲で、物質伝達率に及ぼす一酸化炭素の燃焼反応と黒鉛の酸化反応の影響を定性的・定量的に明らかにした。

論文

円管内混合気体層流における黒鉛酸化時の物質伝達

小川 益郎

日本原子力学会誌, 35(3), p.245 - 252, 1993/03

 被引用回数:10 パーセンタイル:28.12(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉における一次冷却系配管破断事故に関連した円管内混合気体層流における黒鉛酸化時の物質伝達に関する実験・数値解析について報告する。実験では、入口レイノルズ数を16から320の範囲で、黒鉛温度を600から1050$$^{circ}$$Cの範囲で、入口酸素質量分率を10から50%の範囲で変化させた。IG-110とPGX黒鉛材を用いた。熱・物質伝達のアナロジーが成り立つ場合の物質伝達率より実験値は小さな値を示した。数値解析結果から、壁からの吹き出し流れの効果によってこの物質伝達特性を説明できた。また、黒鉛の酸化と一酸化炭素の燃焼反応を考慮した一次元解析により、一酸化炭素および二酸化炭素の生成量をほぼ予測できた。

論文

Researches on air ingress accidents of the HTTR

菱田 誠; 文沢 元雄; 武田 哲明; 小川 益郎; 武仲 五月*

Nucl. Eng. Des., 144, p.317 - 325, 1993/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:37.38

配管破断事故は高温ガス炉の安全解析を行う上で、重要な事故事象である。本報告では、一次冷却系主配管破断事故時の初期段階における空気浸入挙動とスタンドパイプ破断事故時の初期段階と後期段階における空気浸入挙動について、当研究室が約5年間をかけて行ってきた実験及び数値解析による研究成果の概要を紹介する。

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