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橘 幸男; 本谷 浩二*; 竹田 武司; 七種 明雄; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫; 國富 一彦
Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.227 - 238, 2000/10
被引用回数：3 パーセンタイル：26.10(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)では、平成9年2月に非核加熱で1次冷却材を昇温する試験を実施したが、その際、原子炉容器上部のスタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が想定以上に上昇した。HTTRの定格運転時に、これらの温度が設定値を超えることが予測されたため、昇温を防止するための対策について検討し、対策を施した。2段階の昇温防止対策を施工後、対策の効果を実証するための確認試験を実施した。確認試験結果及び温度解析結果から、昇温防止対策が適切であり、定格運転時に設計温度を満足する見通しを得た。
國富 一彦; 橘 幸男; 本谷 浩二*; 中野 正明*; 七種 明雄; 竹田 武司; 伊与久 達夫; 石仙 繁; 澤畑 洋明; 大久保 実; et al.
JAERI-Tech 97-040, 91 Pages, 1997/09
高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを約110
Cまで昇温させる試験を実施中に、スタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が測定以上に上昇した。そこで、その原因を解析及び試験により特性するとともに、スタンドパイプ内構造物の一部構造変更により、温度上昇を防止する対策を定めた。また、対策に伴う構造変化により、炉内の流量配分に悪影響が無いこと、制御棒ワイヤーと改造後の構造物の接触が無いことを確認した。本報は、昇温の原因、構造変更の内容、構造変更による影響評価の結果を示したものである。
岡部 一治*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.785 - 797, 1987/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)PWR LOCA時、ECC水バイパスおよび下部フレナムリフィル挙動の水力解析モデルを作成する為に、原研大型円筒炉心試験装置を使用して、フラッシング試験およびCCFL試験を実施した。フラッシング試験においては下部プレナムよりの二相混合体スウェリングにより、ECC水がバイパスされるのが観察され、このスウェル挙動は岡部らの提案によるボイド率相関式により良く記述された。ダウンカマ部CCFL試験のデータは、米国Battelle研究所で実施された同実験データと良く一致した。これらのスウェリング及びCCFLモデルを解析モデルとしてまとめ実PWRプラントのLOCA解析に適用した。その結果、現在の安全評価解析が、リフィル開始時の下部プレナム残存水量を零と予測しているのに対し、本モデルでは水の存在を予測している。ダウンカマ上部の残存水の効果を考慮しないと、再冠水開始時刻の予測の差は小さい。
岡部 一治*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(12), p.919 - 930, 1984/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.78(Nuclear Science & Technology)PWR大破断冷却材喪失事故時のブローダウン終盤における下部プレナムよりの二相混合体のスウェル挙動を理解することは、安全上重要な問題であるECC水のバイパスや下部プレナムリフィル過程の評価にとって重要な問題である。このスウェル挙動の解析モデルを作成する為に、下部プレナムでの減圧フラッシングを模擬した。空気-水可視実験を実施した。同実験において、下部プレナム内での二相状態が観察された。すなわち、空気-水二層混合体の上部に、ほぼ空気層ともいえる高ボイド率層が形成され上昇空気流により、水滴が二相混合体の表面からダウンカマ部へ持ち運ばれる状況が観察された。この実験結果に基づき、下部プレナム平均ボイド率と流出上気流体との間の新しい相関式を作成した。同相関式を用いて米国クレアレ社で実施した減圧フラッシング実験を解析し、測定された下部プレナム質量変化を良く予測することができた。
文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 宮本 喜晟
JAERI-M 83-078, 34 Pages, 1983/06
本報告は、多目的高温ガス実験炉の炉心をバイパスする漏れ流れを防止する目的で設置した黒鉛ブロック間シール部における流動特性を検討したものである。1段及び多段シール構造におけるシール性能の特徴が明らかになった。結果は以下の通りである。(1)実験炉設計に適用する多段シール性能表示式は漏れ流れ損失係数K/A
を用いて次式で表わされる。K/A=F(
p,n)=G(Re,n)ここで、pはシール部の差圧、nはシール要素の段数、Reはレイノルズ数である。(2)シール要素部ギャップdsはpとnの関数として表わされる。pの増加及びnの減少に伴いdsは減少する。(3)1段シール構造において、dsがブロック面間ギャップの10%以下では、シール要素部の流動抵抗が支配的であり、全抵抗の96%以上を占める。
数土 幸夫; 刑部 真弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(4), p.322 - 332, 1983/00
被引用回数：13 パーセンタイル：78.50(Nuclear Science & Technology)本研究は、加圧水型原子炉の冷却機喪失事故の再冠水過程において、燃料棒被覆管のふくらみによって生ずる流露閉塞の、炉心熱伝達に及ぼす影響について、特に流路閉塞が1燃料集合体規模で生じている場合のバイパス流れの影響とパラメータ効果に注目して調べたものである。閉塞率約60%の流路閉塞がある実規模の模擬燃料集合体2体と、健全な模擬燃料集合体6対の計8体を横一列に配置した、平板炉心試験装置で、最もありうる冷却水注入条件での強制注入実験を行い、クエンチ及び熱伝達率特性に注目して、その影響を調べた。その結果、(1)流路閉塞の影響は、流路閉塞のある集合体の流路閉塞部の下流にのみ冷却が促進する形で現われる、(2)従って流路閉塞によるバイパス流れの効果は無視できる、(3)蓄圧注入による冠水速度が、流路閉塞部下流の冷却促進に大きな影響を持つ、ことが明らかとなった。
文沢 元雄; 荒井 長利; 宮本 喜晟
JAERI-M 82-101, 43 Pages, 1982/08
本報告は、多目的高温ガス実験炉の原子炉圧力客器内冷却材掘れ流れの伝熱流動特性について検討したものである。解析検討としては、漏れ流れの内で、固定反射体部漏れ流れ、可動反射体部横流れ、カラム問ギャップ軸方向流れをとり上げ、それぞれ解析モデル、解析条件ならびに主な結果を示す。検討結果を要約すると以下の通りである。1)固定反射体部を介して流れる漏れ流体の温度は固定反射体温度まで昇温される。2)可動反射体部の面取り部を径方向に流れる漏れ流体の温度は、最悪条件でも約40Cは上昇する。3)面取り部の形状変化により等価直径が減少すると、漏れ流体の温度は著しく上昇する。4)燃料体の上部において低温ガスであったとしても、それがカラム問ギャップを下降する際に急激に昇温する。
