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論文

Development of remote sensing technique using radiation resistant optical fibers under high-radiation environment

伊藤 主税; 内藤 裕之; 石川 高史; 伊藤 敬輔; 若井田 育夫

JPS Conference Proceedings (Internet), 24, p.011038_1 - 011038_6, 2019/01

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の原子炉圧力容器と格納容器の内部調査への適用を想定して、光ファイバーの耐放射線性を向上させた。原子炉圧力容器内の線量率として想定されている~1kGy/hレベルの放射線環境に適用できるよう、OH基を1000ppm含有した溶融石英コアとフッ素を4%含有した溶融石英クラッドからなるイメージ用光ファイバを開発し、光ファイバをリモートイメージング技術に応用することを試みた。イメージファイバの本数は先行研究時の2000本から実用レベルの22000本に増加させた。1MGyのガンマ線照射試験を行った結果、赤外線画像の透過率は照射による影響を受けず、視野範囲の空間分解能の変化も見られなかった。これらの結果、耐放射線性を向上させたイメージファイバを用いたプロービングシステムの適用性が確認できた。

論文

Influence of grating type obstacle on stratification breakup by a vertical jet

安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10

At Japan Atomic Energy Agency (JAEA), small scale experiment, named VIMES (VIsualization and MEasurement system on stratification behavior) experiment, has been performed since 2014. In this paper, we introduce the influence of grating type obstacle to the VIMES experiment. Two types of grating obstacle were constructed based on the aperture area ratio. The obstacles were placed at the intermediate position between the jet nozzle exit and bottom of the initial stratification. Experimental results showed that the vertical jet was strongly affected by the grating obstacle. Due to the rectifying effect, the radial spreading was suppressed and the velocity magnitude on the jet center line became larger than that in case without the grating obstacle. Meanwhile, due to the resistance effect, the integral momentum flux of the vertical jet was decayed with decrease of the aperture area ratio. It means that in case with the grating obstacle the integral jet penetration strength was decayed, although the local jet penetration to the stratification was stronger than that in case without the grating obstacle. Also, the slower stratification breakup could be observed with decrease of the aperture area ratio, indicating that stratification breakup rate to be discussed in detail considering every possible effect of a jet penetration.

報告書

Verification of alternative dew point hygrometer for CV-LRT in MONJU; Short- and long-term verification for capacitance-type dew point hygrometer (Translated document)

市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*

JAEA-Research 2017-001, 40 Pages, 2017/03

JAEA-Research-2017-001.pdf:5.19MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件:空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい試験規定」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度:$$pm$$2.04$$^{circ}$$C)を長期間にわたり有することを確認した。

論文

A Study on improvement of RANS analysis for erosion of density stratified layer of multicomponent gas by buoyant jet in a containment vessel

安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Journal of Energy and Power Engineering, 9(7), p.599 - 607, 2015/07

格納容器内での多成分ガスで形成される密度成層を精度よく解析することはシビアアクシデントの安全評価の上で重要である。日本原子力研究開発機構は格納容器内熱水力現象調査を目的としてROSA-SAプロジェクトを開始した。このプロジェクトの一環として、我々は浮力ジェットによる密度成層の侵食および崩壊についれ数値流体力学(CFD)解析を実行した。その解析では、既往研究でよく使われているが密度成層の侵食・崩壊を過大予測するRANS解析の改善を試みた。具体的には、低Re型k-$$varepsilon$$モデルをベースとして、ジェットの成層への貫入部分での乱流エネルギーを適切に評価、密度成層内での乱流抑制効果を再現するための改良をほどこした。RANS解析の結果は、計算コストは莫大になるものの精度が高いとされるLES解析と比較をおこなった。その結果、密度成層の侵食・崩壊について、本研究で適用した改良型のモデルは従来モデルよりもLES解析とのよく一致した。

論文

Performance tests of reactor containment structures of the HTTR

飯垣 和彦; 坂場 成昭; 川路 さとし; 伊与久 達夫

Transactions of 16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-16) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/08

原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化,高温工学に関する先端的基礎研究の実施を主目的として、HTTRを建設し、1998年11月10日に初臨界を達成した。HTTRの原子炉格納施設は、原子炉格納容器(CV),サービスエリア(SA)及び非常用空気浄化設備から構成し、減圧事故時等に外部へ放出する放射性物質の量を低減する役目を担う。このため、CVには漏洩率、SAには機密性、非常用空気浄化設備にはSAの負圧維持,ヨウ素及び微粒子の除去効率並びに起動時間を規定している。CV漏洩率試験では、1次冷却材Heに適応するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを閉鎖したまま試験を実施する従来の軽水炉等とは異なる新しい試験方法を確立し、規定値を満たすことを確認した。試験の結果、減圧事故時に外部へ放出する放射性物質の量は所定値内に低減することができるといえる。

報告書

HTTR原子炉格納施設に関する機能試験

坂場 成昭; 飯垣 和彦; 川路 さとし; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 98-013, 152 Pages, 1998/03

JAERI-Tech-98-013.pdf:7.69MB

HTTRの原子炉格納施設は、主冷却設備、補助冷却設備等を配置する原子炉格納容器(CV)、1次ヘリウム純化設備、1次ヘリウムサンプリング設備等を配置するサービスエリア(SA)及び非常用空気浄化設備から構成し、1次冷却設備の二重管破断事故(減圧事故)時等に外部へ放出する放射性物質の量を低減する役目を担っている。このため、CVには漏洩率、SAには気密性、非常用空気浄化設備にはSAの負圧維持、ヨウ素及び微粒子の除去効率並びに起動時間を規定している。これら規定した事項を、原子炉格納施設の系統別機能試験として燃料装荷前に確認した。CVの漏洩率試験では、1次冷却材がヘリウムガスであるHTTRに適応するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを閉鎖したまま試験を実施するという従来の軽水炉等とは異なる新しい試験方法を確立し、規定値を満たすことを確認した。また、SA及び非常用空気浄化設備の機能試験では、所定の性能を発揮することを確認した。原子炉格納施設の機能試験の結果、減圧事故時等に外部へ放出する放射性物質の量は所定値内に低減することができるといえる。

論文

Shielding design of obtain compact marine reactor

山路 昭雄; 迫 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(6), p.510 - 520, 1994/06

 被引用回数:10 パーセンタイル:64.01(Nuclear Science & Technology)

舶用炉は船内の狭隘な場所に設置されること及び原子力船の経済上の観点から、軽量・小型でなければならない。現在の舶用炉では遮蔽体が原子炉プラント重量の大きな割合を占めている。例えば、原子力船「むつ」の遮蔽体は原子炉プラント重量の70%を越えている。また、遮蔽体の重量と大きさの大部分は二次遮蔽体によるものであり、「むつ」の場合では二次遮蔽体が全遮蔽重量の88%を占めている。改良舶用炉MRXは一体型PWRと水張り式格納容器を採用することによってこの問題をかなりの程度まで解決している。この概念では二次遮蔽体を必要としない設計が可能である。この結果、MRXは従来の舶用炉と比べて軽量・小型化されている。例えば、MRXの原子炉出力は「むつ」の2.8倍であるが、プラント重量は「むつ」の0.5倍、格納容器体積は「むつ」の0.7倍である。

報告書

改良舶用炉; 原子炉容器の水漬け格納に関する検討

石坂 雄一*; 伊藤 泰義

JAERI-M 89-221, 72 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-221.pdf:1.61MB

水漬け格納容器を採用している次期設計炉(MRX-1)の原子炉容器等に用いる最適な水中断熱材並びにその施工方法を見出すために、現状技術の調査を行うと共に本断熱に関する設計用件を設定し、ISIや沈没時の崩壊熱除去の可能性等勘案の上、空気を断熱材とする単純な金属構造モデル(ミラーインシュレーション)を優位な概念として抽出し、今後の具体化に値するものであることを示した。また、原子炉容器および格納容器の耐蝕性について調査・検討し、格納容器水が接する原子炉容器、格納容器それぞれについて、ステンレス鋼の溶接肉盛、BWRで実績がある塗装が妥当との結論を得た。

報告書

改良舶用炉プラントの概念設計,III,システム設計,2; 小型・軽量化の検討

安保 則明; 伊藤 泰義; 横村 武宣*

JAERI-M 89-159, 66 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-159.pdf:1.89MB

当所は舶用炉研究開発の一環として、小型・高性能化を計った熱出力100MWの改良舶用炉プラントの概念設計を実施中である。ここでは、これまでに実施した小型・軽量化に主眼を置いた炉プラントのシステム設計について報告する。一次系機器を内装した一体型炉に、格納容器内に水を漲り、原子炉容器を水漬けにした球形の湿式格納容器とパッシブな概念を取り入れた自然循環を利用した崩壊熱除去システムを採用することにより、舶用炉プラントの小型・軽量化と、安全系の大部分について静的機器化・簡素化を図ることができた。湿式格納方式ではLOCA時に破断流が格納容器水位を上昇させ、格納容器内圧が高くなって流出流量を制限するのでECCS系統がなくても炉心が露出することはない。また、格納容器水の遮蔽効果により重量を大幅に軽減した。

報告書

BWR LOCA Lintegral Test Simulating a 100% Main Steam Line Break Outside Reactor Containment Vessel in ROSA-III Program, Rum 955; Analogy of Steam Line Break and Recirculation Line Small Break

鈴木 光弘; 与能本 泰介; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 田坂 完二

JAERI-M 87-044, 151 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-044.pdf:3.76MB

ROSA-III計画において、BWRの主蒸気管破断LOCAを模擬した一連の総合実験を実施してきた。本報はその中の格納容器外100%破断LOCA実験結果をまとめ、その主な特徴をBWR再循環ル-プ破断と比較し相似性を検討したものである。この破断実験の特徴は、主蒸気隔離弁閉鎖後に逃がし安全弁から蒸気流出する主蒸気管小破断LOCAになり、自動減圧系作動により減圧し、非常用炉心冷却系作動により炉心冷却が行われると言うプロセスをたどる事に有る。以前に公刊した、他の主蒸気管大破断LOCA実験報告では、系圧力や圧力内容器内水位挙動等について、再循環ル-プ大破断LOCAと大きく異なる特徴がある事を示したが、今回の実験報告では、100%格納容器外主蒸気管破断LOCAが、再循環ル-プの2%以下の小破断LOCAと類似した特徴を持つことを示した。また、圧力容器内インベントリ変化と炉心冷却との関係を明かにした。

論文

Heat removal tests for PWR containment spray by large scale facility

元木 保男; 成冨 満夫; 田中 貢; 西尾 軍治; 橋本 和一郎; 木谷 進

Nuclear Technology, 63, p.316 - 329, 1983/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:35.52(Nuclear Science & Technology)

PWR格納容器スプレイの格納容器熱除去・減圧効果を明らかにするため、JAERIモデル格納容器にPWR用スプレイノズルを用いた、格納容器スプレイ熱除去試験を実施した。この試験結果から、スプレイ水滴の熱吸収率に関しては、隣接ノズルからスプレイされる水滴の相互干渉作用による影響は小さいことが判った。また、水滴周囲条件(水蒸気と空気の存在比)と熱吸収率との関係を水滴落下距離をパラメータとして整理した。スプレイの格納容器全体の熱除去効率である総括スプレイ熱吸収率に関しては、スプレイ流量とノズル取付け高さの熱吸収率に及ぼす影響を格納容器内の気相条件(水蒸気と空気の存在比)で整理した。また、減圧効果に影響する格納容器内壁熱伝達係数については、壁面流下スプレイ流量をパラメータとして熱伝達係数と気相部条件との関係を示した。これ等の試験データを計算コードCONTEMPT-LT/022の計算と比較して、試験結果が計算コードの使用上に有効な知見である事も確認した。

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