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論文

Shielding design of ITER pressure suppression system

山内 通則*; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 川崎 弘光*

Proceedings of 21st IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2005) (CD-ROM), 4 Pages, 2005/09

ITERでは、冷却管の破裂等による真空容器内の異常圧力上昇を抑制するために、圧力緩和系ラインが設けられている。この緩和系は遮蔽ダクトにより外部への中性子漏洩を抑えられているが、内部をストリーミングする成分は、真空境界としての破裂弁を放射化して作業員の被曝低減のための管理を困難にする。保守作業時に破裂弁周りの空間線量率を制限値(10$$mu$$Sv/h)以下にするために、ストリーミングに対する簡易計算コードDUCT-IIIを用いて遮蔽ダクトの設計条件を検討した。またダクト遮蔽体の最適構造を、3次元モンテカルロ計算コードMCNPを用いて評価した。その結果、断面が1.2m$$times$$1.2mの遮蔽ダクトの場合、屈曲数は1回以上、第1脚の長さは3m以上必要なこと,ダクト遮蔽体厚さは15cm程度必要だが、最適化により30%程度体積を低減できること等を明らかにした。

論文

Numerical analysis on ingress of coolant event in vacuum vessel using modified TRAC-BF1

栗原 良一; 安島 俊夫*; 植田 脩三; 関 泰

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(7), p.571 - 576, 2001/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

原研では、核融合炉の冷却材侵入事象(ICE)予備実験結果をもとに、軽水炉で開発されたTRAC-BF1コードをICE事象用に改良して検証を行ってきた。本論文は、ITER実機の3次元モデルを、改良したTRAC-BF1で解析し、ITER工学設計(EDA)の安全解析標準コードであるMELCOR解析結果と比較した結果等を述べる。TRAC-BF1モデルの真空容器内初期温度、注入水の質量流量等をMELCOR解析と同一にして計算した結果、TRAC-BF1で求めた最大圧力はMELCORよりも約0.04MPa高くなったが、ITERの真空容器設計耐圧0.5MPaの範囲内であることを確認した。また、3次元解析から、0.6m$$^{2}$$の破断口は周方向4分割の内1箇所に集中させて水を注入したが、周方向4箇所にセットしたRupture Discの開口時間の差は最大3msecであり、圧力上昇挙動に影響しないことがわかった。

報告書

Pipe Rupture Test Results; 6 inch Pipe Whip Test Under BWR LOCA Conditions -Overhang Length Parameter

栗原 良一; 矢野 歳和; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 宮園 昭八郎

JAERI-M 83-020, 44 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-020.pdf:1.7MB

軽水炉一次冷却系配管の瞬時破断に対する健全性を実証するために、日本原子力研究所では一連の配管破断試験が実施されている。本報は昭和56年8月に実施したBWR・LOCA条件(285$$^{circ}$$C、6.8MPa)の6インチ口径パイプホイップ試験(RUN5605、5606)の結果をまとめたものである。配管試験体はSUS304ステンレス鋼製6B、sch80の配管から製作した。レストレントはSUS304ステンレス鋼製16mm径を2本使用し、クリアランスを100mmで一定にして、オーバーハング長さを300mmと700mmに変えた。試験から次の結果を得た。(1)オーバーハング長さを300mmにした場合、配管試験体およびレストレントの変形は有効に抑制される。(2)配管先端の速度は破断直後約30m/secであり、レストレント設置点の配管の速度は破断直後約4m/secになる。(3)4インチ口径パイプホイップ試験結果と比較して、レストレント反力は約2倍になる。

報告書

Pipe Rupture Test Results; 4 inch Pipe Whip Test Under BWROperating Conditions - Overhang Length Parameter Test

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

JAERI-M-82-022.pdf:3.6MB

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$$^{circ}$$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。

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