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竹田 武司
JAEA-Data/Code 2015-022, 58 Pages, 2016/01
JAEA-Data-Code-2015-022.pdf:3.31MB
LSTFを用いた実験(実験番号: SB-HL-12)が1998年2月24日に行われた。SB-HL-12実験では、PWRの1%高温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクからの非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁全開による減圧を燃料棒表面最高温度が600Kに到達直後に開始した。一回目のボイルオフによる炉心露出に起因したAM策開始後、一次系圧力は低下したため、炉心二相混合水位は上昇し、燃料棒表面温度は635Kまでの上昇にとどまった。低温側配管内でのACC水と蒸気の凝縮に誘発されたループシールクリアリング(LSC)前に、二回目のボイルオフによる炉心露出が生じた。LSC後速やかに炉心水位は回復し、燃料棒表面温度は696Kまでの上昇にとどまった。窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。SG伝熱管でのリフラックス凝縮時に、三回目のボイルオフによる炉心露出が生じ、燃料棒表面最高温度が908Kを超えた。本報告書は、SB-HL-12実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2014-021, 59 Pages, 2014/11
JAEA-Data-Code-2014-021.pdf:5.16MB
LSTFを用いた実験(実験番号: SB-CL-32)が1996年5月28日に行われた。SB-CL-32実験では、PWRの1%低温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクから非凝縮性ガスが流入しないと仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)二次側減圧を破断後10分に一次系減圧率200K/hを目標として開始した。AM策開始後、SG二次側圧力の低下にしたがって一次系圧力は低下した。クロスオーバーレグの下降流側水位の低下とともに、ボイルオフによる炉心露出が開始した。一回目のループシールクリアリング(LSC)後速やかに炉心水位は回復し、模擬燃料棒表面温度は669Kまで上昇した。一次系減圧にしたがい低温側配管内でのACC水上の蒸気凝縮に誘発された二回目のLSC前に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。二回目のLSC後速やかに炉心水位は回復し、観測された燃料棒表面最高温度は772Kであった。ACC隔離後、低圧注入系の注水による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-CL-32実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
大石 哲也; 吉田 真
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(12), p.1115 - 1119, 2001/12
原子力施設から放出される放射性ガスの放射能を精度良く評価するためには、適切に校正されたガスモニタを使用しなければならない。ガスモニタの多くは、閉ループ校正法により校正されている。この校正法においては放射性ガスの定常放出が仮定されているが、実際の放出では非定常放出も生じる。非定常放出に対する従来の校正法の適用性を確認するため、放射性ガスの短時間における注入に対し、3種類の典型的なガスモニタの応答を解析した。レスポンス曲線の解析等の結果、注入されたガスの分布は瞬時に均一になることが判明した。また、閉ループ校正法により決定した校正定数は、放射性ガスの短時間注入に対して適用できることがわかった。これらの結果より、従来の校正法が非定常放出にも適用できることが実験により示された。
) plasma-current start-up in JT-60U芳野 隆治; 関 正美
Plasma Physics and Controlled Fusion, 39(1), p.205 - 222, 1997/01
被引用回数：42 パーセンタイル：76.59(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uにおいて、ヘリウム初期ガスとLHRF加熱を併用することにより、0.08V/m(1.7V)の低電圧(低ループ電圧)でのプラズマ着火を達成した。1.5~3.0
10
Torr(2-410
Pa)と低い初期ガス圧にもかかわらず、逃走電子は発生していない。LHRF加熱では、初期電離を起こしていないが、放射障壁を通過する時間を短くし、それにつづく30kA以下でのプラズマ電流立上げを安定化した。その結果として、35kAから1MAまで、1.8V以下で、0.2MA/sの電流立上げを実現した。ヘリウム初期ガスは、プラズマ着火電圧を低減するとともに、プラズマ着化を安定化するため、ITERの着火条件を緩和するのに有効である。
)による高温工学試験研究炉(HTTR)炉床部の冷却特性試験と解析井岡 郁夫; 稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 國富 一彦; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 37(3), p.217 - 227, 1995/00
被引用回数：1 パーセンタイル：17.14(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部金属構造物の健全性を実証するため、HTTR炉床部を模擬したほぼ同寸法の炉内構造物実証試験部を用いて冷却特性試験を実施した。HTTRの運転条件を模擬した試験を行い、炉床部の温度分布が円周方向でほぼ均一であること、金属構造物の温度が設計値を下回ること、炉床部からの熱損失がほぼ無視できることを確認した。また、高温プレナム内外差圧を増加させた場合、炉床部のすき間を流れる漏洩低温Heガス量は増加するが、炉床部の円周方向温度分布にはほとんど影響がないことを確認した。炉床部の詳細な温度分布を把握するため、解析コードを開発し、炉床部に異常な高温部がないことを示した。また、HTTR運転末期においても、炉床部金属構造物の温度は設計値を下回り、その健全性が維持されることを示した。
中村 秀夫; 久木田 豊
Int. Conf. on New Trends in Nulear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.77 - 86, 1994/00
加圧水型原子炉(PWR)停止時に炉心を冷却する余熱除去(RHR)系が、1次系水位を水平配管付近に低下して行われるミッドループ運転中、何らかの原因で停止する事象について、ROSA-V/LSTF装置を用いて模擬実験を行った。本事象発生時には、空気等の非凝縮性気体が気相部を満たしている為、高圧の炉運転時に発生する冷却材喪失事故(LOCA)とは異なる複雑な熱水力現象が予想される。また、炉停止時にはECCSや主要な計測器が使用できない場合がある。実験は、1次系圧力境界に作業用開口部を仮定した場合を含めて7回行い、炉心内冷却材の沸騰開始までの時間余裕、その後の圧力上昇、蒸気移動、主冷却材分布及び炉心露出といった主要な熱水力現象に対する、非凝縮性気体、作業用開口部の有無や位置及び蒸気発生器2次側冷却材等の影響を明らかにした。本報告は、これらの結果をまとめたものである。
中村 秀夫; 片山 二郎; 久木田 豊
Power Plant Transients,1992; FED-Vol. 140, p.9 - 16, 1993/00
これまで、PWRのミッドループ運転(原子炉停止時に、炉心崩壊熱を余熱除去系を用いて除去しつつ、一次系水位を水平配管付近まで下げて各種作業を行う)時に、余熱除去系が何らかの原因で停止し、炉心冷却材が沸騰する等、いくつかの事象例が報告されている。なお、ミッドループ運転時には、一次系は大気圧で室温に近く、気相部は非凝縮性ガス(空気又は窒素)で満たされている為、事象では、非凝縮性ガスが関与した複雑な熱水力挙動が発生する。ここでは、LSTF装置を用い、1次系に開口部が無い条件で実施した模擬実験の結果をまとめた。実験では、余熱除去系停止後、炉心沸騰、蒸気発生器(SG)での蒸気凝縮が生じたが、それに伴い、1次系気相部内の非凝縮性ガス(空気)がSG伝熱管内に蓄積されることが観察された。更に、簡単なモデルを用いた1次系の圧力予測を行い、1次側圧力を低く保つために、SGの2次側冷却材が重要な働きをすることを示した。
中村 秀夫; 片山 二郎; 久木田 豊
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5,Vol. 5, p.1333 - 1340, 1992/00
PWRのミッドループ運転時における余熱除去系機能喪失事象のLSTF装置による模擬実験を、RELAP5/MOD3コードを用いて解析した。解析は、コールドレグ5%破断相当の開口部を仮定した実験について行った。解析では、1次系圧力等の主要な実験結果が、ループシール水の排出の時点まで良く予測された。また、余熱除去系停止後の炉心冷却材の温度上昇等、多次元的な流動の関与したいくつかの現象についても、並行流路に分割する等の2次元的流動を考慮した計算を実施した結果、定性的に模擬することができた。更に、解析により、炉心及び上部プレナムとダウンカマの間での蒸気凝縮を伴う熱移動の模擬が、1次系圧力の予測に不可欠であることが明らかとなった。ただし、コードは炉心ボイド率を過大評価した為、炉心部水位が常に上部プレナム内に保たれ、実験で観察された炉心露出を模擬できなかった。
中村 秀夫; B.Noёl*; 安濃田 良成; 久木田 豊
1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.209 - 214, 1991/00
原子炉停止後、一次系冷却材を一部排出し水位を形成した状態で各種のメインテナンスを実施(ミッドループオペレーション)時に、炉心崩壊熱を除去する余熱除却系が、停電又はポンプのキャビテーション等の原因で機能を喪失するという事象がいくつかの原子炉で発生した。その結果、いくつかの炉では炉心冷却材が沸騰し、長期の余熱除却喪失が炉心露出を引き起こす可能性が有ることを示唆した。原研で、この様な余熱除却喪失事象をROSA-IV/LSTFで模擬し、低温側配管に開口部が有る場合、ループシールクリアリングとボイルオフの2つの原因による炉心露出を観察した。更に、一次系での非凝縮性ガス(空気)が蒸気発生器の細管内での蒸気凝縮挙動に大きな影響を与え、その結果、一次系の圧力挙動やループシールクリアリング挙動等が影響を受けた。CATHARE2コードを用いた実験後解析は、定性的に良好な結果を示した。
中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊
Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, p.497 - 503, 1991/00
ROSA-IV/LSTFを用いて、原子炉停止後のミッドループオペレーション(1次系水位を低下させて各種メインテナンス作業)実施中の余熱除去(RHR)喪失事象を模擬した実験を実施した。ここでは、開口部やレグ閉鎖部の位置、蒸気発生器(SG)2次系冷却材の有無をパラメータとした3例の実験結果についてまとめた。実験では、いずれも炉心が沸騰して1次系が加圧され、その後連続的に、炉心露出を伴うループシール解除や長期間の炉心ボイルオフ等が観察された。その際2次系冷却材は、沸騰する炉心で生じる蒸気のSG細管内での蒸気凝縮を促進し、1次系冷却材の保持および圧力昇速度低下に有効となることが観察されたが、同時に事象発生時に1次系気相部を満たしていた非凝縮性ガス(空気)が、SG細管内での蒸気凝縮を強く防げる効果が有ることがわかった。
)の建設,(II); 試験装置と開発試験稲垣 嘉之; 國富 一彦; 井岡 郁夫; 近藤 康雄; 林 晴義; 宮本 喜晟; 鳥谷 尚志*; 山口 茂
日本原子力学会誌, 30(5), p.427 - 433, 1988/05
被引用回数：1 パーセンタイル：19.44(Nuclear Science & Technology)HENDEL炉内構造物実証試験部(T試験部)は、原研で開発を進めている高温工学試験研究炉の炉床部を模擬している。高温工学試験研究炉と同じ条件下でT試験部の試験を行うために、内部隔壁、流量調節装置、領域別ヒータ、流量測定ブロック等の試験装置を製作した。試験装置の設計上の問題点は、その制作中に行った各要素の開発試験により解決した。最終的に総合機能試験により、4.0MPa、1000
Cのヘリウムガス雰囲気中で、試験装置が所定の性能を有することを確認した。
南 賢太郎; 吉田 芳和
日本原子力学会誌, 29(7), p.656 - 663, 1987/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子炉事故の場合、高濃度の混合放射性希ガスの測定を行うための排気筒ガスモニタは環境での照射線量率に直接比例する指示値を与えることが望ましい。新しい方式の排気筒ガスモニタは放出源側で限定された空間にエネルギ特性の平坦な検出器とエネルギ特性を有する検出器を設置し、ここへ放射性希ガスを流し環境における照射線量率を容易に評価できるようにしたものである。エネルギ特性の平坦な検出器はAr高圧封入電離箱で製作し、エネルギ特性を有する検出器はXe高圧封入電離箱で製作した。これらの検出器の信号を用いて放出混合放射性希ガスの4
照射線量率と
線平均エネルギを測定することにより環境における照射線量率を直接的に表現できる排気筒ガスモニタを作ることができる。この新しい方式は緊急時用排気筒ガスモニタに最も適している。
丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 河村 洋; 下村 寛昭
日本原子力学会誌, 29(2), p.133 - 140, 1987/02
被引用回数：1 パーセンタイル：19.10(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス実験炉心の1カラムを模擬したHENDEL燃料体スタック実証試験部(T
)多チャンネル試験装置により、カラム内の模擬燃料棒の発熱量に任意の分布を与えた伝熱流動試験を実施した。併せてカラム内の発熱量分布に起因する黒鉛ブロック温度分布を調べるために、3次元温度分布解析コードを作成し、模擬燃料体内の温度分布解析を行った。カラム内の任意の1流路の発熱量を変化させる不均一出力分布試験の結果、温度分布のひずみにより冷却材流量が再配分されることが確認された。また3次元温度分布解析の結果、不均一出力分布試験および炉心内出力分布を模擬した傾斜出力試験における黒鉛ブロック水平断面内温度の最大値と最小値の差は、それぞれ約35C、約20Cであった。
中田 宏勝; 猿田 徹; 寺田 博海; 露崎 典平; 福田 幸朔
JAERI-M 86-068, 17 Pages, 1986/04
材料試験炉(JMTR)に設置されているインパイルガスル-プ(OGL-1)は、高温ガス炉用燃料の開発に欠かせない照射装置であって、同ル-プにより燃料の性能確認の為の一連の照射試験が行われている。ル-プは昭和52年に完成し、以来9体の燃料要素が照射されており、照射中の燃料から放出される核分裂生成物を利用して、一次系EP濃度監視計装の開発と、EPプレ-トアウト測定も行われている。本稿では、これら照射試験の最近の成果について報告する。
日野 竜太郎; 丸山 創; 高瀬 和之; 菱田 誠; 井沢 直樹; 下村 寛昭
日本原子力学会誌, 28(6), p.527 - 533, 1986/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.03(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス実験炉(VHTR)燃料体の熱設計および安全性の評価に寄与するため、大型ヘリウムガスループ(HENDEL)に12本の電気加熱方式の模擬燃料棒を組み込んだ燃料体1カラムの実寸代模型「燃料体スタック実証試験部(T)多チャンネル試験装置」を設置し、実験炉とほぼ同じ温度圧力条件のもとで試験を開始した。本報は、燃料体の基本的な伝熱流動特性を把握するために、12本の模擬燃料棒の熱出力を均一にして行った試験結果について報告するものである。本試験の結果、それぞれの流路を流れるヘリウムガス流量および燃料ブロック水平断面内の温度分布がほぼ一様であることがわかった。一方、模擬燃料棒の熱伝達は、模擬燃料棒の発熱量のうち放射熱量がかなりの割合を占めること、また、燃料棒の熱設計に使用されている熱伝達の式(平滑環状流路の熱伝達率)は実際の場合より低い値を与え、十分に安全側にあることが明らかとなった。
井岡 郁夫; 國富 一彦; 菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母
JAERI-M 85-056, 18 Pages, 1985/05
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)には、繊維系の内部断熱層を設けた高温配管が設置してある。この配管の断熱性能を把握することを目的として、昭和57年度から実施したHENDELの運転で、耐圧管表面温度・熱流束・有効熱伝導率の計測を行ってきた。本報では、伝熱コードAYERを用いて過渡時の温度分布を解析し、高温配管の内部断熱層の温度伝導率等を求め以下の結果を得た。温度伝導率:1.510
(m
/s) 比熱:1.16(KJ/Kg.K)
國富 一彦; 井岡 郁夫; 梅西 浩二*; 菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母
JAERI-M 85-008, 20 Pages, 1985/02
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)には、耐圧管の内側に繊維系断熱材を設けた高温配管が設置してある。この配管の断熱性能を把握することを目的として、昭和57年度から実施したHENDELのNO1~NO6サイクルの運転では耐圧管表面温度、熱流束等の計測を行ってきた。この熱流束の計測には薄膜の熱流束計を用いてきたが、昭和58年5月~7月にかけて行ったNO8~NO9サイクルの運転では、さらに詳細な熱流束を計測するために、耐圧管の周囲に空冷ダクトを設置し耐圧管表面を強制冷却することにより耐圧管表面からの放散熱量を求めた。本報は、空冷ダクト試験装置の概要について述べると共に、NO8~NO9サイクルの運転の試験結果をまとめたものである。
佐野川 好母; 井沢 直樹; 河村 洋; 奥 達雄; 戸根 弘人
JAERI-M 84-190, 177 Pages, 1984/10
本報告は、昭和57年度と58年度における高温工学部の研究開発を述べたものである。当部の研究開発は主として多目的高温ガス実験炉、核融合炉に関するものであり、伝熱、流体力学、構造工学、材料試験、計算コードの開発、ヘンデルの運転、ヘンデルの燃料体スタック実証試験部(T)による試験で得た主要な研究成果を記載した。
戸根 弘人; 岡本 芳三
JAERI-M 84-083, 44 Pages, 1984/05
高温ガス冷却炉のヘリウムガス冷却材には化学的不純物ガス及び核分裂生成物が存在する。ヘリウムガスは不活性であるが、不純物ガスと高温の原子炉構成材料との化学反応によって酸化、脱炭、侵灰を生じ、更に酸化物生成物の放射化および放射能の蓄積などを生じる。このため、不純物ガス濃度の低減、並びにヘリウムガス冷却材の化学的雰囲気の制御は高温ガス冷却炉のヘリウム技術の重要な分野である。ここでは、高温ガス冷却炉及びガスループのヘリウム技術を調査、整理し、今後のヘリウム技術開発の試料とした。
井川 勝市; 福田 幸朔; 菊池 輝男; 小林 紀昭; 林 君夫; 湊 和生; 岩本 多實; 伊丹 宏治; 伊藤 尚徳; 石本 清
JAERI-M 83-012, 251 Pages, 1983/03
JMTRに設置されたガスループOGL-1はフルサイズの燃料棒を実験炉と類似の条件下で照射できる唯一の設備である。OGL-1では毎年1体の燃料体を照射している。本報は第1次および第2次燃料体の照射試験についてまとめたものである。これら2体の燃料体はいずれも黒鉛ブロック中に3本の燃料棒を挿入した構造をもつ。照射期間は第1次が2原子炉サイクル、第2次が4原子炉サイクル、最高燃焼度は第1次が4500MWD/T、第2次が8700MWD/T、燃料コンパクト最高温度は推定で第1次が1380C、第2次が1370Cであった。照射後試験の結果、スリーブに若干の曲がりが認められた。燃料コンパクトにはクラック、欠けなどはなく、また照射による粒子の破損は検出されなかった。
