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論文

Waste management in a Hot Laboratory of Japan Atomic Energy Agency, 2; Condensation and solidification experiments on liquid waste

渡部 創; 小木 浩通*; 柴田 淳広; 野村 和則

International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(4), p.169 - 174, 2019/04

STRADプロジェクトの一環として、RO膜装置を用いた放射性廃液の濃縮試験を実施した。溶液中のアンモニウムイオンが濃縮され、廃液中の濃度を目標値である100ppmより低下させることに成功した。水相及び有機相廃液の固化試験も合わせて実施し、それぞれセメント又は凝固剤を添加することで固化することに成功した。しかし長期保管の観点からは添加材の最適化が必要であることが分かった。

論文

ROSA/LSTF test on nitrogen gas behavior during reflux condensation in PWR and RELAP5 code analyses

竹田 武司; 大津 巌

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00077_1 - 18-00077_14, 2018/08

We conducted an experiment focusing on nitrogen gas behavior during reflux condensation in PWR with ROSA/LSTF. The primary pressure was lower than 1 MPa under constant core power of 0.7% of volumetric-scaled (1/48) PWR nominal power. Steam generator (SG) secondary-side collapsed liquid level was maintained at certain liquid level above SG U-tube height. Nitrogen gas was injected stepwise into each SG inlet plenum at certain constant amount. The primary pressure and degree of subcooling of SG U-tubes were largely dependent on amount of nitrogen gas accumulated in SG U-tubes. Nitrogen gas accumulated from outlet towards inlet of SG U-tubes. Non-uniform flow behavior was observed among SG U-tubes with nitrogen gas ingress. The RELAP5/MOD3.3 code indicated remaining problems in predictions of the primary pressure and degree of subcooling of SG U-tubes depending on number of nitrogen gas injection. We studied further non-uniform flow behavior through sensitivity analyses.

論文

Extending water retention curves to a quasi-saturated zone subjected to a high water pressure up to 1.5 Megapascals

榊 利博*; 小松 満*; 竹内 竜史

Vadose Zone Journal (Internet), 15(8), 7 Pages, 2016/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:90.35(Environmental Sciences)

瑞浪超深地層研究所で実施される再冠水試験では、飽和度は回復プロセスを理解するために観測するキーパラメータの1つとなる。本報では、水圧上昇による気泡の圧縮に伴う準飽和帯での飽和度増加のプロセスを取りまとめた。砂試料を用いた室内試験によって水圧上昇と飽和度との関係を計測し飽和過程における気泡の圧縮効果について分析した結果、水圧-飽和曲線はボイルの法則を用いた気泡の圧縮を基に推定された関係に従うことを確認した。この観測結果に基づいて、正圧の範囲での水圧-飽和曲線を定義するための数学モデルを構築した。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-HL-12; 1% Hot leg break LOCA with SG depressurization and gas inflow

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。

論文

ROSA/LSTF experiment on accident management measures during a PWR station blackout transient with pump seal leakage and RELAP5 analyses

竹田 武司; 大津 巌

Journal of Energy and Power Sources, 2(7), p.274 - 290, 2015/07

An experiment on accident management (AM) measures during a PWR station blackout transient with leakage from primary coolant pump seals was conducted using the ROSA/LSTF under an assumption of non-condensable gas inflow to the primary system from accumulator tanks. The AM measures are steam generator (SG) secondary-side depressurization by fully opening safety valves (SVs) in both SGs and primary-side depressurization by fully opening SV in pressurizer with the start of core uncovery and coolant injection into the SG secondary-side at low pressures. The decrease was accelerated in the primary pressure when the SG primary-to-secondary heat removal resumed soon after the coolant injection into the SG secondary-side. The primary depressurization worsened due to the gas accumulation in the SG U-tubes after accumulator completion. Remaining problems in the RELAP5 code include the predictions of pressure difference between the primary and SG secondary sides after the gas inflow.

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-CL-32; 1% cold leg break LOCA with SG depressurization and no gas inflow

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。

論文

Study on drop wise condensation by using functionalized heat transfer surface

小泉 安郎; 吉沢 翔太*

Proceedings of the ASME 2014 International Mechanical Engineering Congress and Exposition (IMECE 2014) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/11

圧力0.1MPaの条件で、水蒸気を用いて凝縮伝熱実験を行った。機能化伝熱面を用いて滴状凝縮熱伝達の向上化を調べた。伝熱面を金メッキとすることにより滴状凝縮が出現することを確認した。伝熱面を溝形状とすることにより機能化を図った。溝は矩形形状とし、溝深さ、溝頂部幅、溝底部幅はそれぞれ、2mm$$times$$2mm$$times$$2mm、3mm$$times$$3mm$$times$$3mm、および、2mm$$times$$3mm$$times$$2mmであった。溝付き伝熱面熱流束はいずれの場合も平面金メッキ伝熱面の場合の熱流束より向上した。溝形状が2mm$$times$$2mm$$times$$2mmの条件では溝の頂部と壁面が金メッキされている場合の熱伝達向上化が最も高く、向上化率は1.53であった。また、溝頂部幅を広くすることは伝熱面を平面に近付けることを意味し、熱伝達向上化への方向性としては適切ではないことが判明した。溝頂部を作り、また、溝窪みに凝縮水を集めたことで、溝頂部をより蒸気へさらす結果となり、熱伝達向上化へ繋がったと考えられる。

論文

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

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.8(Nuclear Science & Technology)

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。

報告書

Experimental study on secondary depressurization action for PWR vessel bottom small break LOCA with HPI failure and gas inflow (ROSA-V/LSTF test SB-PV-03)

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

JAERI-Research 2005-014, 170 Pages, 2005/06

JAERI-Research-2005-014.pdf:7.64MB

大型非定常試験装置(LSTF)を使用したROSA-V計画において、加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)模擬実験を実施し、高圧注入系(HPI)不作動時に重要なアクシデント・マネージメント(AM)策の炉心冷却効果を調べた。LSTFはウェスティングハウス社の4ループPWR(3423MWt)を実高,容積比1/48で模擬する装置である。この実験(SB-PV-03)では、PWRコールドレグ0.2%破断に相当する原子炉容器底部計装管10本破断を模擬し、HPIの不作動と蓄圧注入系(AIS)からの非凝縮性ガス流入を想定し、定率-55K/hでの2次系減圧と30分間の補助給水(AFW)作動を運転員のAM操作として実施した。その結果、これらのAM操作はAIS注入終了圧力1.6MPaまでは1次系減圧に効果的であったが、その後、非凝縮性ガスが流入したため減圧効果は低下した。このため低圧注入系(LPI)の作動開始が遅れ、破断口では水流出が継続していたので全炉心露出に至った。本報ではこれらの熱流動現象に加え、1次系保有水量の推移及びAM操作と関連づけた炉心加熱挙動、1・2次系間の熱伝達及び1次系ループへの非凝縮性ガス流入等に関する解析結果について述べる。

報告書

Annual report of Kansai Research Establishment 2003; April 1, 2003 - March 31, 2004

関西研究所

JAERI-Review 2004-030, 150 Pages, 2005/02

JAERI-Review-2004-030.pdf:11.32MB

本報告書は、日本原子力研究所関西研究所の第5号の年報であり、2003年4月1日から2004年3月31日までの期間(平成15年度)に行われた光量子科学研究センター及び放射光科学研究センターの研究活動をまとめたものである。

論文

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。

報告書

FEMAG/OFMCコードを使用したフェライト鋼によるリップル補正磁場中の高速イオン損失計算

浦田 一宏*; 篠原 孝司; 鈴木 正信*; 鎌田 功*

JAERI-Data/Code 2004-007, 45 Pages, 2004/03

JAERI-Data-Code-2004-007.pdf:5.63MB

トカマク型核融合装置では、離散的トロイダル磁場コイル(TFC)のつくるトロイダル磁場にリップルが存在して高速イオンの損失を招き、真空容器の損傷につながる。近年、強磁性体を用いてリップル損失を低減する手法が提案され、低放射化,高熱伝導率特性を併せ持った低放射化フェライト鋼の核融合炉への導入が検討されている。しかし実際の装置では、他機器との干渉のため、リップル低減に効果的なトロイダル対称性を持ったフェライトの設置が困難となる場合がある。また損失境界である第一壁形状がトロイダル対称性を持たない場合がある。このような理由から実機に即したリップル補正磁場中の高速イオン損失計算を行うためには、トロイダル非対称性を取り扱えることが望ましい。そこで、フェライト鋼によるリップル補正磁場を計算するFEMAG(FErrite generating MAGnetic field)コードの開発を進め、トロイダル非対称の場合でも全トーラス磁場の計算を高速で行えるようにした。さらにこの磁場データを基礎として、高速イオン損失を計算する軌道追跡モンテカルロコードOFMC(Orbit Following Monte Carlo)をトロイダル非対称性が取り扱えるように改良した。FEMAG/OFMCコードの使用方法,JFT-2M装置による実験結果の解析評価とトカマク国内重点化装置の設計検討への適用について報告する。

報告書

Annual report of Kansai Research Establishment 2002; April 1, 2002 - March 31, 2003

関西研究所

JAERI-Review 2003-042, 140 Pages, 2004/02

JAERI-Review-2003-042.pdf:11.75MB

本報告書は、日本原子力研究所関西研究所の第4号の年報であり、2002年4月1日から2003年3月31日までの期間(平成14年度)に行われた光量子科学研究センター及び放射光科学研究センターの研究活動をまとめたものである。

報告書

第4回光量子科学研究シンポジウム論文集; 2002年11月28日$$sim$$29日,光量子科学研究センター,京都

光量子科学研究センター

JAERI-Conf 2003-008, 283 Pages, 2003/07

JAERI-Conf-2003-008.pdf:35.08MB

第4回光量子科学研究シンポジウムが、2002年11月28日,29日の両日、日本原子力研究所関西研究所光量子科学研究センターにおいて開催された。本論文集は、同シンポジウムにおいて行われた招待講演5件を含む講演14件,平成13年度の共同研究・協力研究課題発表を含むポスター発表62件のうち、論文として投稿された67件を収録している。

報告書

光科学研究専門部会評価結果報告書; 平成14年度事後評価

研究評価委員会

JAERI-Review 2003-017, 34 Pages, 2003/06

JAERI-Review-2003-017.pdf:2.83MB

研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」及び「研究所評価委員会及び研究評価委員会規程」に基づき、光科学研究専門部会を設置し、関西研究所の光量子科学研究センター及び放射光科学研究センターが実施した平成13年度までの5年間の研究開発の実績について事後評価を実施した。同専門部会は、10名の外部専門家で構成された。光科学研究専門部会は、平成14年11月から平成15年1月にかけて、当該部門の研究評価活動を実施した。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会会合(平成14年12月26日開催)における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目,評価の視点,評価の基準に従って行われた。同専門部会が取りまとめた評価結果報告書は、平成15年3月7日に行われた研究評価委員会会合に提出され、審議された。審議の結果、研究評価委員会は、この評価結果を妥当と判断した。本報告書は、その評価結果である。

論文

Containment pressure suppression system with functions of water injection and noncondensable gas confinement

与能本 泰介; 大久保 努; 岩村 公道; 石田 紀久

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04

安全注入機能と不凝縮ガス格納機能を有する圧力抑制系の革新的概念を将来型軽水炉に適用するため構築した。本システムは、(1)現行軽水炉の場合と同等な低い圧力レベルでの格納容器圧力の維持,(2)炉容器冷却又は破断口水没のための格納容器への水注入,(3)ドライウェル内不凝縮ガスの格納、を行なうことにより、冷却材喪失事故の影響を緩和する特徴がある。ガス格納機能により、不凝縮ガスによる熱交換器の伝熱劣化が生じ無いため、本システムは、一体型炉における蒸気発生器二次側冷却系や格納容器静的冷却系のような熱交換器を使用する受動的冷却系との組み合わせ使用に適している。開発した概念の有用性はRELAP5/MOD3コードを用いて確認している。

報告書

Annual report of Kansai Research Establishment 2001; April 1, 2001 - March 31, 2002

関西研究所

JAERI-Review 2002-042, 135 Pages, 2003/02

JAERI-Review-2002-042.pdf:11.88MB

本報告書は、日本原子力研究所関西研究所の第3号の年報であり、2001年4月1日から2002年3月31日までの期間(平成13年度)に行われた光量子科学研究センター及び放射光科学研究センターの研究活動をまとめたものである。

報告書

長時間のROSA-V全交流電源喪失実験における加圧器構造材と冷却材の熱的相互作用に関する研究

鈴木 光弘

JAERI-Tech 2002-071, 171 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-071.pdf:11.26MB

本報は大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した全交流電源喪失実験の加圧器熱流体挙動を解析したものである。LSTFでは米国のAP600型原子炉をモデルとした上記実験を実施したが、その長時間の原子炉冷却・減圧過程で、一旦喪失した加圧器水位が再上昇し、蒸気配管まで満水にする特徴的事象が見られた。実験結果の分析により、これは自然循環が停留した蒸気発生器伝熱管内で冷却材が減圧沸騰を開始した条件下で、加圧器蒸気配管で蒸気凝縮が継続したことに起因するものと判断された。本報はRELAP5/MOD3コードによる解析と実験結果の分析により、蒸気配管部の凝縮減圧効果と加圧器壁の熱源効果という、2種類の構造材-冷却材熱的相互作用を定量的に解明した。また加圧器系の熱損失特性を評価した。加えて実機加圧器系との熱的特性の相違についても明らかにした。

論文

Numerical modelling and laboratory experiments of tritium transport in unsaturated soil

小嵐 淳*; 飯田 孝夫*; 安藤 麻里子; 山澤 弘実; 天野 光

Fusion Science and Technology, 41(3), p.464 - 469, 2002/05

環境中に放出されたトリチウムの影響を評価するためのモデル構築の一環として、地表面に近い不飽和土壌中でのHTO輸送モデルの開発と、モデル検証のためのトリチウム水を模擬した重水を用いた土壌カラム実験を行った。モデルには、土壌水分についてRichardsの式とVan Genuchtenタイプの土壌水分特性曲線の組み合わせを用い、HTO輸送については移流拡散方程式を用いた。実験では、重水を添加した水盤上に砂質土壌を均質に詰めた0.5m高のカラムを設置し、一定時間後の土壌中の重水濃度と堆積含水率の分布を測定した。実験で得られた土壌中での重水の拡散係数及び分散係数と、実験で得られた濃度分布とモデル計算結果の比較によるモデル検証結果について議論する。

報告書

Annual report of Kansai Research Establishment 2000; April 1, 2000-March 31, 2001

関西研究所

JAERI-Review 2001-046, 134 Pages, 2002/02

JAERI-Review-2001-046.pdf:19.11MB

本報告書は、日本原子力研究所関西研究所の第2号の年報であり、2000年4月1日から2001年3月31日までの期間(平成12年度)に行われた光量子科学研究センター及び放射光化学研究センターの研究活動をまとめたものである。

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