A Simple and practical correction technique for reactivity worth of short-sized samples measured by critical-water-level method

北村 康則*; 福島 昌宏

Nuclear Science and Engineering, 186(2), p.168 - 179, 2017/05

https://doi.org/10.1080/00295639.2016.1273017

短尺サンプルの反応度価値に関しては、臨界水位法による測定値と核データ・核計算手法の検証に用いられる従来の解析値との間に不一致があることが知られている。本研究は、この不一致を単純な理論的枠組みの観点から調べるとともに、補助的な実験等を行わずにサンプル反応度価値の測定値を補正するための簡便的かつ実用的な手法を提案した。臨界水位法により測定される典型的なサンプル反応度価値を模擬した一連のモンテカルロ計算は、この不一致が本補正法により効果的に減少することを示した。

Effects of secondary depressurization on core cooling in PWR vessel bottom small break LOCA experiments with HPI failure and gas inflow

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(1), p.55 - 64, 2006/01

http://dx.doi.org/10.3327/jnst.43.55

原研のROSA-V/LSTFを用いてPWRの原子炉容器底部計装管破断を模擬する小破断LOCA実験を行い、高圧注入系不作動時にアクシデントマネージメント(AM)策として行う蒸気発生器(SG)の2次系減圧を通じた1次系冷却操作に、蓄圧注入系(AIS)から流入する非凝縮性ガスが及ぼす影響を明らかにした。AISからガス流入がない場合の計装管9本破断実験では、工学的安全施設作動(SI)信号から10分後に定率(-55K/h)のSG減圧を開始することで、低圧注入系(LPI)を作動させることができた。しかしガス流入を想定した計装管10本破断実験では、SG伝熱管の凝縮熱伝達が低下して1次系減圧が阻害され、LPIの作動以前に炉心露出が生じた。これに対し、SGの2次系逃がし弁全開による急減圧と補助給水系の連続作動を仮定した実験では、炉心露出以前にLPIが作動し長期冷却の可能性を示した。これらのガス流入によるSG伝熱管内凝縮熱伝達阻害についてRELAP5/MOD3コードを用いた解析を行い、実験結果をよく再現できた。さらに、PWRの事故過程を的確にとらえ、AM策の実施判断を行ううえで、1次系圧力と保有水量を指標とするマップが有用なことを示した。

Natural convection heat transfer of high temperature gas in an annulus between two vertical concentric cylinders

稲葉 良知; Zhang, Y.*; 武田 哲明; 椎名 保顕

Heat Transfer-Asian Research, 34(5), p.293 - 308, 2005/07

http://dx.doi.org/10.1002/htj.20070

高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがあり、高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間内高温気体の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱、外筒を冷却した鉛直同心二重円筒内の面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験と数値解析を行った。実験において、環状空間の高さに基づいたレイレー数は、ヘリウムガスに対して2.010Ra5.410、窒素ガスに対して1.210Ra3.510となった。また数値解析の結果は、加熱壁面と冷却壁面の温度に関して実験とよく一致した。実験と数値解析の結果から、面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する相関式を、レイレー数,半径比,加熱壁面及び冷却壁面の温度と熱放射率の関数として得た。

Thermal-hydraulic responses during PWR pressure vessel upper head small break LOCA based on LSTF experiment and analysis

竹田 武司; 浅香 英明; 鈴木 光弘; 中村 秀夫

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05

制御棒駆動装置貫通ノズルの周方向のクラックは、PWRの小破断LOCAを引き起こす可能性がある。しかし、原子炉容器上部ヘッド小破断LOCAに関する実験的及び解析的研究は少ない。このため、LSTFを用いて、破断サイズ0.5%の上部ヘッド小破断LOCA模擬実験を行った。実験において、上部ヘッドにおける蓄水が、破断流量を制御する現象となることを見いだした。制御棒案内管の貫通孔近傍が蒸気中に露出するまで、制御棒案内管を介して、上部プレナム内の冷却材は上部ヘッドに流入した。また、二相流放出過程において、上部ヘッドコラプスト水位の振動現象が見られた。RELAP5/MOD3コードは、二相流放出過程における破断流量を過大評価し、実験より早く炉心のボイルオフが開始した。そこで、二相流放出過程における放出係数を破断流量の測定値と比較し補正することにより、上部プレナムと炉心のコラプスト水位は実験結果とよく一致した。この二相流放出係数を用いて、高圧注入系不作動条件下で破断面積が炉心冷却に与える影響を調べた。破断面積が1.52.5%の場合、1次系圧力が蓄圧注入系の作動圧力まで低下することにより、炉心の温度上昇が抑制される可能性があることを示した。

Effects of secondary depressurization on PWR bottom small break LOCA experiments in case of HPI failure and non-condensable gas inflow

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 14 Pages, 2004/10

原研のROSA-V/LSTFを用いてPWRの原子炉容器底部計装管破断を模擬する小破断LOCA実験を行い、高圧注入系(HPI)不作動時にアクシデント・マネージメント(AM)策として行う蒸気発生器(SG)の2次系減圧を通じた1次系冷却操作に、蓄圧注入系から流入する非凝縮性ガスが及ぼす影響を明らかにした。蓄圧注入系からのガス流入がない場合を想定したコールドレグ0.18%破断に相当する計装管9本破断実験では、工学的安全施設作動(SI)信号から10分後に定率(-55K/h)のSG2次系減圧を開始することで、低圧注入系(LPI)を作動させることができた。しかしガスの流入を想定した計装管10本破断実験では、SG U字管の凝縮熱伝達率が低下して1次系減圧が阻害され、LPIの作動以前に炉心露出が生じた。これに対し、SGの2次系逃がし弁全開による急減圧と補助給水系の連続作動を仮定したパラメータ実験では、炉心露出以前にLPIが作動して長期冷却の可能性を示した。このようなガス流入によるSG伝熱管内の凝縮熱伝達阻害についてRELAP5/MOD3コードを用いた解析を行い、実験結果をよく再現できた。さらに、PWRの事故過程を的確にとらえAM策の実施判断を行ううえで、1次系圧力と保有水量を指標とするマップが有用なことを示した。

鉛直同心二重円筒内高温気体の自然対流熱伝達に関する研究

稲葉 良知; Zhang, Y.*; 武田 哲明; 椎名 保顕

日本機械学会論文集,B, 70(694), p.1518 - 1525, 2004/06

http://dx.doi.org/10.1299/kikaib.70.1518

高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがあり、高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間内高温気体の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱,外筒を冷却した鉛直同心二重円筒内の面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験と数値解析を行った。実験において、環状空間の高さに基づいたレイレー数は、ヘリウムガスに対して2.010Ra5.410、窒素ガスに対して1.210Ra3.510となった。また数値解析の結果は、加熱壁面と冷却壁面の温度に関して実験とよく一致した。実験と数値解析の結果から、面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する相関式を、レイレー数,半径比,加熱壁面及び冷却壁面の温度と熱放射率の関数として得た。

Progress of nuclear safety research, 2003

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2004-010, 155 Pages, 2004/03

JAERI-Review-2004-010.pdf:16.43MB

日本原子力研究所(原研)は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究対象の分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等である。また、世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図るとともに、原研の研究を補完する目的で国際協力を実施している。さらに、原子力施設の事故等に際し、国や地方自治体が行う緊急時対応や原因究明等の作業を技術面で支援することは、原研に求められる重要な役割の一つである。本報告書は、平成13年4月から平成15年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要及び研究に用いられた施設について記載している。平成13年11月に発生した浜岡原子力発電所1号機の配管破断事故について、原子力安全・保安院による事故調査に協力して実施した配管破断部調査、並びに東京電力の幾つかのBWRで見付かったひび割れが生じた炉心シュラウドについて、原子力安全委員会による安全評価書のレビューに協力して実施した健全性評価の概要も記載した。

NUCEFにおけるウラン系臨界実験に関する分析の現状

芳賀 孝久*; 軍司 一彦; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕; 新妻 泰; 冨樫 喜博; 宮内 正勝; 佐藤 猛; et al.

JAERI-Tech 2004-005, 54 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-005.pdf:2.06MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)においては、硝酸ウラニル溶液を用いた臨界実験が実施されている。NUCEFの分析設備では、臨界実験,溶液燃料の調製,管理及び保障措置に必要な溶液燃料の分析を実施している。分析試料数は年間約300程度であり、分析項目は、ウラン濃度分析,遊離酸濃度分析,ウラン同位体組成分析,核分裂生成物(FP)核種濃度分析,リン酸トリブチル(TBP)濃度分析,不純物濃度分析等となっている。本報告書は、これまでのウラン系臨界実験に適応してきた分析方法と分析の品質管理についてまとめたものである。

原研におけるクリーン化学分析所の整備; 高度環境分析研究棟(CLEAR)

半澤 有希子; 間柄 正明; 渡部 和男; 江坂 文孝; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 郡司 勝文*; 山本 洋一; 高橋 司; 桜井 聡; et al.

JAERI-Tech 2002-103, 141 Pages, 2003/02

JAERI-Tech-2002-103.pdf:10.38MB

原研で整備した、クリーンルームを有する実験施設である高度環境分析研究棟(CLEAR)について、設計,施工及び2001年6月の運用開始段階における性能評価までを概観する。本施設は、保障措置環境試料分析,包括的核実験禁止条約(CTBT)遵守検証及び環境科学にかかわる研究を目的として、環境試料中の極微量核物質等の分析を行うための施設である。本施設では、クリーンルームの要件と核燃料物質使用施設の要件とを両立した点及び、多量の腐食性の酸を使用した金属元素の微量分析に対応してクリーンルームの使用材料に多大な注意を払った点に大きな特徴がある。そのほか、空調及び空気清浄化の設備,クリーンフード等の実験用設備,分析施設としての利便性及び安全設備についてもその独自性を紹介し、さらに完成したクリーンルームについて、分析操作に対するバックグラウンド評価の結果を示した。本施設の整備により、環境試料中の極微量核物質等の信頼性のある分析を行うための条件が整った。

原子力安全性研究の現状; 平成14年

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2002-030, 143 Pages, 2002/11

JAERI-Review-2002-030.pdf:16.51MB

日本原子力研究所は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究内容には、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等が含まれる。また国際協力により世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図っている。本報告書は、2000年4月から2002年4月までの期間に日本原子力研究所において実施された原子力安全性研究を要約したものである。