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論文

Oxidation characteristics of lead-alloy coolants in air ingress accident

近藤 正聡*; 大久保 成彰; 入澤 恵理子; 小松 篤史; 石川 法人; 田中 照也*

Energy Procedia, 131, p.386 - 394, 2017/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:95.35

鉛合金冷却高速炉の空気侵入事故におけるPb合金冷却材の化学的挙動を、種々の組成のPb合金の熱力学的考察および静的酸化実験によって調べた。鉛ビスマス(Pb-Bi)合金の性的酸化試験の結果、空気中の773KではPbOが優先的に形成され合金中からPbが減少したが、Biはこの酸化挙動には関与しなかった。その後Biが濃縮するとPb-Bi酸化物の他Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$が形成された。合金の酸化速度は鋼の酸化速度よりもはるかに大きく、合金中のPb濃度が高いほど大きくなった。Pb-Bi合金とステンレス鋼との共存性は、合金中のPb濃度が低くなると悪化した。合金中のBi組成によって溶解タイプの腐食が促進されたためである。一方、Pb-Li合金は、Li$$_{2}$$PbO$$_{3}$$およびLi$$_{2}$$CO$$_{3}$$を形成しながら酸化が進行し、合金からLiが減少した。冷却材のこれらの酸化物は、空気侵入事故時の原子炉冷却系の酸素濃度増加後に低温領域で生成すると考えられる。

報告書

高温ガス炉の黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの検証

島崎 洋祐; 井坂 和義; 野本 恭信; 関 朝和; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2014-038, 51 Pages, 2014/12

JAEA-Technology-2014-038.pdf:3.84MB

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の空気侵入事故時及び水侵入事故時における炉内黒鉛構造物の酸化挙動評価のために、高温ガス炉水素製造システムのトリチウム挙動評価用に開発された非定常物質収支解析コードTHYTANに解析モデルを追加し、炉内黒鉛構造物の酸化量分布を計算できるようにした。本報は、黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの解析モデル及び検証解析の結果をまとめたものである。黒鉛酸化挙動評価のために、黒鉛構造物内及び冷却材流路内の物質収支として、物質伝達による流体から黒鉛表面境界層への物質移動、黒鉛内への拡散、黒鉛酸化反応、流路内での化学反応、安全弁による物質移動をモデル化した。検証解析として、黒鉛酸化挙動評価のために追加した解析モデルごとに解析解等を用いた手計算による計算値との比較検討を行うと共に、黒鉛酸化実験における実験結果及び高温工学試験研究炉の安全解析に使用されたGRACEコードによる実験解析結果との比較検討を行った。この結果、検証解析結果は、手計算による計算値、実験結果及びGRACEコードの解析結果とよく一致し、THYTANコードの計算機能及び解析モデルの妥当性が確認された。

報告書

高温工学試験研究炉用燃料の空気酸化挙動

菊地 啓修; 林 君夫; 福田 幸朔

JAERI-M 92-114, 20 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-114.pdf:1.06MB

本研究は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全評価において想定されている空気浸入事故に関連して、空気が十分に供給される極限状態での燃料の健全性および酸化挙動を実験的に把握することを目的とした空気酸化実験に関するものである。HTTR用燃料について、空気雰囲気中、900~1400$$^{circ}$$C、最大600時間(温度1300$$^{circ}$$C)の加熱を行った。空気酸化後に測定したSiC層破損率は、製造時の破損率を超えない範囲にとどまり、加熱温度および加熱時間に対する依存性は見られなかった。また、空気酸化後のSiC層の表面には、酸化膜が形成されたことが走査型電子顕微鏡観察、レーザラマン分光分析、およびX線回折分析によって確認された。

論文

高温工学試験研究炉の安全評価; 空気侵入事故・水侵入事故時の黒鉛酸化量評価

中村 雅英*; 大橋 一孝*; 伊与久 達夫

FAPIG, 0(129), p.13 - 21, 1991/11

HTTRは炉心出口冷却材温度が定格時850$$^{circ}$$C、高温試験運転時950$$^{circ}$$Cと高いため、炉内には耐熱性に優れた多量の黒鉛材料を使用している。高温の黒鉛は空気あるいは水蒸気と反応するため、1次冷却系内へ空気あるいは水が侵入する事故が発生した場合、炉内の黒鉛構造物が酸化されて原子炉の安全性が損なわれないことを確認する必要がある。本報は、黒鉛酸化解析手法の概要とHTTRの空気侵入事故及び水侵入事故における黒鉛酸化量評価例を紹介する。

報告書

高温工学試験研究炉の異常状態時における燃料及び炉心の安全評価上の判断基準の検討

林 君夫; 塩沢 周策; 新藤 雅美; 伊与久 達夫; 浅海 正延*; 菊地 孝行; 沢 和弘; 中川 繁昭; 鹿志村 悟; 菊地 啓修; et al.

JAERI-M 91-140, 61 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-140.pdf:2.38MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の安全評価を行なうため、運転時の異常な過渡変化時及び事故時における燃料及び炉心の安全評価上の判断基準を検討した。異常な過渡変化時の判断基準は、炉心燃料については、「燃料最高温度が1600$$^{circ}$$Cを超えないこと」とし、燃料限界照射試料については「試料温度が2500$$^{circ}$$Cを超えないこと」とした。一方、事故時の判断基準は、(i)燃料要素が黒鉛ブロック内に留まっていること、(ii)サポートポスト及びポストシートが炉心を支持するのに十分な強度を有していること、とした。以上のように設定することの妥当性を燃料から見た代表的な異常事象における燃料の挙動を取り上げて示した。

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