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田代 信介; 内山 軍蔵; 大野 卓也; 天野 祐希; 吉田 涼一朗; 渡邉 浩二*; 阿部 仁; 山根 祐一
Nuclear Technology, 211(3), p.429 - 438, 2025/03
被引用回数：1 パーセンタイル：37.73(Nuclear Science & Technology)火災事故の下での放射性物質を閉じ込めるHEPAフィルターと関係付けたグローブボックス(GB)における閉じ込め安全性の評価に寄与するために、工学規模の装置を用いて代表的なGBパネル樹脂として可燃性のポリマーであるポリメチルメタクリレート(PMMA)や難燃性のポリマーであるポリカーボネートの燃焼試験を行った。燃焼試験ではPMMAやPCの質量減少速度(MLR)ならびに放熱速度(HRR)のような燃焼特性を調べた。同一寸法の平板形状のPMMAやPCの燃焼では、燃焼させるセルへの給気流量条件を変えた場合のMLRやHRRはPMMAよりPCの方が大きくかつ給気流量に対して一定であり、さらに直径を変えて断面積(S)条件も変えた場合のPMMAの燃焼におけるMLRやHRRはSに対して比例する特性が得られた。これらの結果を用いて、平板形状のPMMAやPCの断面積に対するMLRならびにHRRの関係式を導出した。
祖山 均*; 二川 正敏; 本間 加奈*
Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.116 - 122, 2005/08
被引用回数：10 パーセンタイル：55.30(Materials Science, Multidisciplinary)キャビテーション衝撃により水銀ターゲット容器が受けるピッティング損傷の評価手法を提案した。ピッティング損傷の潜伏期間を評価することは、容器壁厚さが薄いことから重要である。本報では、そのための二つの評価法を提案している。一つは、壊食試験から得た質量減少の対数表示結果から見積もる方法、他方は、潜伏期の塑性変形領域の観察結果から見積もる方法である。
C.J.Choi*; 中村 秀夫
Annals of Nuclear Energy, 24(4), p.275 - 285, 1997/00
被引用回数：7 パーセンタイル：51.69(Nuclear Science & Technology)RELAP5/MOD3バージョン3.1.2コードを用い、PWRの炉停止後でミッドループ運転中に、余熱除去系が何らかの原因で停止した場合に生じる事象を模擬したROSA-IV/LSTF実験につき、実験後解析を行った。解析には、コールドレグに5%破断相当の開口部を仮定した実験の結果を用いた。コードは、余熱除去系停止後に生じる炉心での冷却材沸騰開始時刻や、1次系の最高圧力等を良く予測した。しかし、解析では蒸気発生器伝熱管で早期に蒸気凝縮が開始したため、ループシール排除の時刻が遅れた。さらに、コードは振動的な計算結果を生じ、それに起因する数値丸め誤差によって大きなマスエラーを生じた。ただし、1次系の圧力上昇に伴って破断口から流出する冷却材の量が、マスエラーと相殺したため、1次系の圧力や冷却材の量等、主要なパラメータには影響を与えないことがわかった。
秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 83-091, 108 Pages, 1983/06
加圧水型原子炉の冷却材喪失事故再冠水期における炉心冷却挙動とシステム挙動に及ぼすコンテインメント圧力の影響を調べるために、円筒炉心試験装置を用いて3回の試験を行なった。試験結果の比較検討から以下のことが明らかとなった。(1)コンテインメント圧力が高くなる程、炉心内での熱伝達が良くなった。(2)コンテインメント圧力が高い時程、炉心入口流量が大きくなった。この傾向はFLECHT-SET試験と同様であったが、圧力上昇に伴なう入口流量の増加割合は、FLECHT-SET試験に比べて小さかった。これは主に円筒炉心試験ではFLECHT-SET試験ではみられなかった大きな破断コールドレグ圧力損失が存在したためと考えらえる。(3)コンテインメント圧力によるシステム効果を式(4)及び(5)により定量的に説明することができた。
大貫 晃; 傍島 真
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(3), p.267 - 269, 1983/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.29(Nuclear Science & Technology)PWRで想定されるLOCAの再冠水過程において、炉心からの水および蒸気の流出率が大きいと、蒸気発生器1次側に運ばれる水量が大きくなることが予想され、その結果2次側から熱をもらい蒸発し、大きな圧力損失を生じ、炉心冠水速度を押さえる結果となる。本論文では大型再冠水平板炉心試験の第1次炉心強制注入試験のデータからえられた炉心からの水と蒸気を加えた質量流出率を、系圧力、ECC水量、炉心出力の各パラメータに対して求め、簡単な無次元整理を行ない、実験相関式を導出した。この相関式はFLECHT-SEASETのデータとも一致した。
