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山田 文昭; 有川 晃弘*; 深野 義隆
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
ナトリウム冷却高速炉において低圧である冷却材配管のギロチン破断は物理的に生じないが、高速増殖原型炉もんじゅでは安全評価の一つとして、ギロチン破断を念のために仮想的に設定し、許認可のための評価を行ってきた。本論文では、もんじゅ1次主冷却系配管大口径破損時の炉心冷却能力評価において、評価結果に影響を及ぼす現象について、以下のこれまでの試験データの蓄積を踏まえ、解析評価の妥当性を検証した。(a)炉心流量低下に伴い生じる炉心ナトリウム沸騰に関する試験データ、(b)1次主冷却系循環ポンプトリップ後のフローコーストダウンのもんじゅデータ、(c)燃料被覆管の破損評価に用いるLMP回帰曲線の照射済み燃料被覆管急速加熱バースト試験データ、さらに、原子炉トリップ信号応答時間等のもんじゅ実機データも適用し、炉心冷却能力を最新評価した。その結果、燃料被覆管の破損率は従来評価を上回ることなく、あえて1次主冷却系配管にギロチン破断を仮定したとしても、炉心の大規模な損傷に至らないことを評価した。
高瀬 和之; 秋本 肇
Applied Electromagnetics in Materials, p.177 - 178, 2001/00
本研究は、真空容器内冷却材侵入(ICE)事象時に核融合炉内で起こる水-蒸気二相流挙動をICE統合試験装置を使って実験的に調べ、またTRAC-PF1コードを使って実験結果を数値的に検証したものである。ICE事象統合装置は核融合実験炉(ITER)の構成要素を約1/1600で縮小簡略モデル化しており、プラズマチャンバー,ダイバータ,真空容器,サプレッションタンク等から構成される。実験ではプラズマチャンバーからダイバータを通って真空容器に流れ込む二相流挙動を可視的に明らかにした。また、ダイバータ部分に存在する真空排気スリットの断面積と流動抵抗の関係を定量的に明らかにした。さらに、冷却材侵入時の最高到達圧力をTRAC-PF1コードを使って
5%以内の誤差で予測可能であることを一連の実験結果との比較から明らかにした。
桜井 文雄; 熊田 博明; 神永 文人*
日本原子力学会誌, 42(4), p.325 - 333, 2000/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究においては、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持装置としての性能を評価するためのプログラムを開発し、その試験・研究炉への適用性を実験的に検討した。本プログラムにおいては、サイフォンブレーク弁から吸入された空気と1次冷却水が配管内において完全に分離するとした気液完全分離モデルを採用した。本モデルにより、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持性能は確実に評価できることを検証した。また、非常に流出流量が大きい1次冷却系配管破損事故における冷却水流出事象を精度良く解析するためには、空気の巻き込みを伴う渦(air-entraining vortex)の発生を考慮する必要があることが明らかとなった。
田口 浩*; 角舘 聡; 中平 昌隆; 伊藤 彰*
J. Robot. Mechatron., 10(2), p.133 - 138, 1998/00
核融合実験炉(ITER)を構成する機器は、いづれも強制冷却型で冷却配管と接続される。このため、これらの機器の保守・交換には、遠隔操作にて冷却配管を容易に着脱できる配管継手が要求される。冷却配管は、炉周辺に配置されることから、配管継手には放射線環境下での信頼性も要求される。また、プラズマ異常消滅時の電磁力を軽減するためには、冷却配管を電気絶縁することが必要となる。このような観点から、冷却配管の機械式継手及び電気絶縁継手の開発を進めてきた。本件では、これらの配管継手の開発の現状について報告する。
安濃田 良成; 久木田 豊; 中村 秀夫; 田坂 完二
Proc. on 1989 National Heat Transfer Conf., Vol. 4, 8 Pages, 1989/00
大口径(180mm)水平管内の高圧(3~11.9MPa)2相流の流動様式遷移について実験的研究を行なった。流動様式は、主にビデオプローブによる目視観察に基づいて判断した。実験の結果、分離流からスラグ流への遷移条件は、マンデーン等の線図よりかなり高いみかけの液流速で生ずることが明らかとなった。また、圧力が高くなると界面の波の様相が変化し、8.7MPa以上の圧力下では、スラグ流が発生しなくなる。しかし、それ以下の圧力においては、スラグ流遷移条件として、Taitel-Duklerの相関式の蒸気流速のかわりに蒸気と水の相対速度を用いた修正Taitel-Dukler相関式が、比較的良い相関を与えることがわかった。しかし、なお、系統的な圧力の影響、すなわち、圧力が高くなるにつれて、遷移するために必要な相対速度が増加するという傾向が明らかとなった。
植田 脩三; 栗原 良一; 加藤 潔; 鬼沢 邦雄; 関谷 秀郎*; 宮園 昭八郎
日本機械学会論文集,A, 53(495), p.2097 - 2100, 1987/00
軽水型原子力発電プラントにおいて現在、想定されている瞬時破断の考え方を緩和するため軽水炉配管が周方向欠陥を有する場合の不安定破壊条件を明らかにすることが必要になっている。原研では、配管信頼性実証試験の一環として、高温高圧水を負荷した状態での未貫通欠陥つき配管の曲げ荷重下の破壊試験を行っている。6インチ口径、11.0mm板厚の配管試験体について種々の欠陥条件で試験を行った結果、次の結言が得られた。 (1)欠陥角度が小さいところでは、実断面応力基準による予測方法は安全側とは言えない。 (2)KanninenらのLBB予測曲線は安全側の評価を与える。
桜井 文雄; 小山田 六郎
JAERI-M 85-001, 33 Pages, 1985/02
JMTR炉心の高濃縮度燃料(濃縮度:93%)から中濃縮度燃料(濃縮度:45%)への転換に係る安全審査において、LOCAの再評価が求められた。そして、1次冷却系配管の両端破断によるLOCAの熱水力的検討の結果、以下の事項が確認された。(1)燃料は炉心の冠水が維持されれば焼損しない。(2)1次冷却系配管の両端破断によるLOCAにおいて炉心が空気中に露出するのを防ぐためには、1次冷却系配管の小破断を想定して設置されている現行のサイフォンブレーク弁(
25mm)を大口径のもの(60mm以上)に交換する必要がある。 サイフォンブレーク弁のサイズを検討するために、計算コードSBAC(Siphon Breaker Analysis Code)を作成した。本コードの精度は5%以内であることが検証実験により確認できた。
栗原 良一; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 斎藤 和男*; 宮園 昭八郎
JAERI-M 82-022, 68 Pages, 1982/03
日本原子力研究所では原子炉の一次冷却系配管が周方向に瞬時破断した場合を想定してパイプホイップ試験とジェット放出試験が実施されている。本報は1979年から1981年までに実施したBWR条件4インチ口径パイプホイップ試験(RUN 5407,5501,5504,5603)の結果をまとめたものである。試験圧力は6.8MPa、試験温度は285
Cである。これらの試験でクリアランスは100mm一定とし、オーバーハング長さはそれぞれ250mm,400mm,550mm,および1000mmに変えた。試験の主な目的はパイプホイップ挙動におけるオーバーハング長さの影響を調べることである。試験結果からオーバーハング長さが短いほど配管およびレストレントの変形をより小さくすることが判明した。
傍島 真; 安達 公道; 鈴木 光弘; 岡崎 元昭; 斯波 正誼
Nucl.Eng.Des., 54(3), p.419 - 427, 1979/00
被引用回数：1ROSA-II試験装置によりPWRの改良型ECCSの実験を行った。低温側配管破断においては、上部プレナムに温水を、下部プレナムに冷却水を注入し、低圧注入系を高温側配管に注入する方式が、LOCAの全過程を通じて炉心冷却に有効であることが実験的に示された。実験結果は、RELAP4Jコードの解析結果と相互評価のために比較され、コードは流出流の挙動をかなりよく見積ることができ、改良ECCSの実施された方法における大まかな流体挙動を表していることが明らかになった。しかし計算された熱伝達の結果は、気液対向流が炉心上部で顕著なときなどは実験データとよく合わない。
ROSAグループ*
JAERI-M 7239, 177 Pages, 1977/09
本報は軽水炉の冷却材喪失事故(LOCA)の模擬試験であるROSA-II試験の結果の一部をまとめたものである。各Run(Run418,419,420,423)の実験条件、実験データおよびその現象の解釈が示されている。高温側破断では破断後数秒で炉心部の水は失われ、燃料棒は露出し、温度上昇する。しかし蓄圧注水系の蓄水作用をダウンカマ部の気液対抗流が相対的に弱いため大きくなり冠水は早く行われる。燃料棒への通電が続いている場合はクエンチが大幅に遅れ、炉心水位が下がる。低圧注入系によってゆっくり水位が回復することによって冷却が炉心上中部でも行われ、上部から燃料棒をつたい落ちつつ直接冷却する効果と相乗的に冷却が行われた。ポンプ回転の影響は全体の挙動に対しては、他の実験の相違のため明瞭でなかった。
ROSAグループ*
JAERI-M 7106, 181 Pages, 1977/06
本報は軽水炉の冷却材喪失事故(LOCA)の模擬試験であるROSA-II試験の一部をまとめたものである。各Run(Run318,320,321,322,323)の実験条件、実験データおよびその現象の解釈が示されている。
傍島 真
Nuclear Science and Engineering, 60(1), p.10 - 18, 1976/01
被引用回数：6軽水炉の冷却材喪失事故を解析するコードRELAP-3により、ROSA-I実験の結果を解析した所、破断条件によってあまり良くデータが一致しないことが分かった。コードにパラメータとして用いられている放出係数には、流出流体のクオリティとの相関があることが明らかにされ、また気泡離脱速度も一定値を与えたのでは残存水量が実験データと一致しないことが分かった。これらの点を直すために、放出係数にクオリティとの相関式を取り入れ、気泡離脱速度にWilsonの実験式を特殊な形で用いたコードに改良した。その結果新しい解析コードではROSA-I実験に対して極めてよいデータとの一致を示し、日立製作所において行われた実験に対しても、よくデータと一致した。解析例から破断条件により放出係数も気泡離脱速度も様々な時間変化の仕方をすることが示されている。
ROSAグループ*
JAERI-M 6241, 75 Pages, 1975/09
本報は軽水炉の冷却材喪失事故(LOCA)の模擬試験であるROSA-II試験の結果の一部をまとめたものである。各Run(Run 307、308、309)の実験条件、実験データおよびその現象の解釈が示されている。
ROSAグループ*
JAERI-M 6240, 118 Pages, 1975/09
本報は軽水炉の冷却材喪失事故(LOCA)の模擬試験であるROSA-II試験の結果の一部をまとめたものである。各Run(Run 202、203、303、304、306)の実験条件、実験データおよびその現象の解釈が示されている。
