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柴本 泰照
JAERI-Research 2005-016, 127 Pages, 2005/08
高温の融体の表面に注がれる水の沸騰は、融体中に水が侵入することで伝熱面積が拡大することとあいまって、高効率の熱伝達を提供する。本研究は、融体中に水が強制注入される場合(冷却材注入モード)について、融体と水との間の力学的・熱的相互作用を支配する現象を解明し、将来の工業上の応用に資することを目的としている。同現象は冷却材注入モード以外の他の燃料-冷却材相互作用(FCI)の結果として生じることも指摘されており、FCI素過程の解明に資することも期待できる。本研究では、実験的なアプローチとして、高速度撮影中性子ラジオグラフィ並びに新たに開発したプローブを採用し、融体-水-蒸気混相流の可視化と計測を行った。このような手段によっても、実験的に得られる情報には依然として限界があるが、関連現象から得られる知見との比較を含め、実験データの詳細な分析を行った。その結果、本現象の特徴である高効率な熱伝達を安定に達成させる条件について、安定性を支配する因子を明らかにし、その成立条件を示すことに成功した。さらに、本現象のような流体自由表面の移動を伴う現象の解明に有用な、界面付近の速度場・圧力場を界面形状の時間変化から算出する方法を開発した。
斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実
Energy, 16(1-2), p.449 - 458, 1991/00
被引用回数:3 パーセンタイル:52.11(Thermodynamics)高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計の基本方針を述べ、設計の概要をまとめた。さらに、安全上重要かつ特有な課題について、その論理構成とバックデータを説明した。すなわち、燃料の許容設計限界について被覆燃料粒子と破損機構との関係から運転時の異状な過渡変化までの状態に対して最高温度を1,600Cと制限すること及びその根拠、原子炉出口温度950
C達成の原子炉冷却材圧力バウンダリ設計上の要求事項、事故時崩壊熱除去方法と信頼性、FP閉じ込めと格納容器の必要性等について詳述した。
久木田 豊; 生田目 健
Nucl.Eng.Des., 85, p.141 - 150, 1985/00
被引用回数:6 パーセンタイル:65.27(Nuclear Science & Technology)BWRの冷却材喪失事故時においては、圧力抑制プール内での直接接触蒸気凝縮により、プール境界構造物に好ましくない動的圧力荷重が作用する。プール境界荷重の大きさは、多ベント管(約100本)の出口で発生する凝縮過程間の有限の非同期によって影響される。本論文では、BWR Mark II圧力抑制系中の7本の実寸ベント管を模擬した大型実験よりの実験データについて、プール境界荷重に及ぼす凝縮非同期の効果について調べる。時間及び周波数領域で実験データを解析することにより非同期効果を調べる。実験結果を実際のプラント形状へ外挿する試みが行われる。非同期の原因となるメカニズムについても議論される。
二村 嘉明; 木下 武彦; 鳥飼 欣一
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(11), p.856 - 862, 1978/00
被引用回数:1JPDR原子炉冷却材圧力バウンダリー内のほぼ全溶接部の供用期間中、検査をした結果、2ヶ所のノズルセーフエンドと配管溶接部にUT,RTによってクラック指示が得られ、1ヶ所の同じような溶接部にクラック様の指示が得られた。これらのクラック指示が得られた溶接部を切断した後,NDI技術及びNDI結果の評価方法を開発するために、より詳細なNDI、破壊検査及び金属検査を実施した。これらを比較、解析した結果、クラックが存在する場合には、UT及びRTの結果は一致する。しかし、1方法のみがNDIがクラック様の指示を示しても、その指示がクラックであると結論付けることはできない。