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竹田 武司; 橘 幸男
Nuclear Engineering and Design, 223(1), p.25 - 40, 2003/07
被引用回数：2 パーセンタイル：19.1(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)の16対の制御棒は反応度変化を制御するため用いられる。HTTRは日本初の高温ガス炉であり、原子炉出口ガス温度は950
C,熱出力は30MWである。原子炉圧力容器の上部に取り付けられている制御棒用スタンドパイプには、制御棒駆動装置が1個ずつ収納されている。制御棒駆動装置の温度が180Cを越える場合、電磁クラッチの電気絶縁性が低下し、制御棒駆動装置が正常に機能しない恐れがある。31本のスタンドパイプはスタンドパイプ室に林立しており、中央にある制御棒用スタンドパイプを効果的に冷却すべきである。そこで、適切な空気吹出しノズルと空気吸込口を有する1対のリング状ダクトを介して、空気の強制循環により制御棒駆動部を間接的に冷却することとした。解析結果に基づくリング状ダクトをスタンドパイプ室に据え付けた。HTTRの出力上昇試験の評価結果から、全出力運転及びスクラム時において、制御棒用スタンドパイプ内の電磁クラッチ及びその回りのヘリウムガス雰囲気温度はそれぞれ180C,75Cを下回ることが明らかになった。
ホット試験室
JAERI-Tech 2002-050, 51 Pages, 2002/06
JAERI-Tech-2002-050.pdf:18.17MB
平成13年11月7日、中部電力浜岡原子力発電所1号機で、非常用炉心冷却系(ECCS)の高圧注入系(HPCI)で手動起動試験開始直後、余熱除去系(蒸気系)の配管が破断し、蒸気漏れ事故が発生した。この事故の原因究明に向けて、急きょ、経済産業省原子力安全・保安院(保安院)では、タスクフォースを設置し配管破断部を切断して詳細調査を行うこととし、事業者(中部電力)による調査と並行して第三者中立機関である日本原子力研究所(原研)に対して調査協力の指示を文部科学省に依頼した。これを受けて、原研東海研究所では浜岡1号機配管破断部調査グループを設置して、配管破断部から採取した試料(調査試料)の調査を東海研燃料試験施設等の各種装置類を用いて行うことになった。本報告書は、ホット試験室の3施設(燃料試験施設,WASTEF,ホットラボ)で実施した全調査試験項目,使用した照射後試験装置,試験技術等の技術的事項について、まとめたものである。
浜岡1号機配管破断部調査グループ
JAERI-Tech 2002-045, 253 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-045.pdf:60.08MB
平成13年11月7日に発生した中部電力浜岡原子力発電所1号機余熱除去系配管破断事故の原因究明等を行うため、原子力安全保安院はタスクフォースを設置し配管破断部を切断して詳細調査を行うこととし、事業者(中部電力)による調査と並行して、第三者中立機関である日本原子力研究所に対しての配管破断部調査への協力についての指示を文部科学省に依頼した。原研は、我が国の原子力研究開発の総合的研究機関であるとともに、軽水炉の安全性研究の中核研究機関であること,これまで国内外の原子力施設における事故原因調査等の実績があること,配管破断部調査に必要な試験施設や専門家を有することから、配管破断部調査に全面的に協力することとした。調査にあたって、原研東海研究所に調査グループを設置し、燃料試験施設等の研究施設,走査型電子顕微鏡等の各種分析機器類を活用して、配管破断部の調査を行なった。調査の目的は、配管破断部を切断した部材から採取した試料について、おもに破断面を中心に調査し、配管破断の原因究明に資することである。調査結果については、すでに原子力安全・保安院へ報告するとともに、JAERI-Tech 2001-094として公刊した。本報告書は、この調査で得られたデータの詳細をまとめたものである。
浜岡1号機配管破断部調査グループ
JAERI-Tech 2001-094, 60 Pages, 2001/12
JAERI-Tech-2001-094.pdf:13.99MB
平成13年11月7日に発生した中部電力(株)浜岡原子力発電所1号機余熱除去系配管破断事故の原因究明等を行うため、原子力安全・保安院は配管破断部を切断して詳細調査を行うこととし、事業者による調査と並行して、第三者中立機関である原研に対しての配管破断部調査への協力についての指示を文部科学省に依頼した。原研は、配管破断部調査に全面的に協力することとした。調査にあたって、原研東海研究所に調査グループを設置し、燃料試験施設等の研究施設,走査型電子顕微鏡等の各種分析機器類を活用して、配管破断部の調査を行った。調査の結果、以下のことが明らかになった。(1)破断部近傍で大きな肉厚減少が認められた。(2)観察した試料のほぼ全ての破面はディンプル状であり、また、疲労によって生じたき裂の存在を示すような破面は確認されなかった。(3)金属組織は典型的な炭素鋼組織(フェライトとパーライトの混合組織)であり、破断部付近では、伸ばされた金属組織が観察された。(4)肉厚減少が著しいほど硬さが高い値を示していた。(5)試料分析の結果から、管内面には断熱材に使用していた珪酸カルシウムが部分的に付着していたほか、Zn,Pt等が認められた。これらの結果から、配管破断の主な原因は、配管に何等かの原因により過大な負荷が加わったためと考えられる。今後、過大負荷を生じた原因の究明が必要である。
岡 潔; 伊藤 彰*; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 高橋 弘行*; 多田 栄介
JAERI-Tech 99-048, 222 Pages, 1999/07
核融合実験炉において、ブランケットを交換・保守する際、それらに付属する冷却配管をあらかじめ切断し、撤去を行い、その後、新しいブランケットを設置し、冷却配管を再溶接する作業が必要である。また、溶接後は溶接部の健全性評価のための検査が必要である。これら一連の作業は、遮蔽領域の確保と狭小なポートからのアクセスという観点から、新しい作業概念の適用が要求されている。本報告では、これまでに開発を行ってきた枝管用溶接・切断装置について報告するとともに、ブランケットの冷却配管保守に関して、母管用の溶接・切断装置の開発、枝管用非破壊検査装置の開発、枝管用リーク試験装置の開発、溶接・切断・観察を行うことが可能な複合型光ファイバの開発を、併せて報告する。
山林 尚道
Radioisotopes, 43, p.296 - 308, 1994/00
非破壊検査における薄肉細管溶接部(1~10mmt)の欠陥検査に最適な線源として
Yb線源が開発されてきた。Ybは半減期が32日で、
線を放出せず、EC崩壊により63~307keVの低エネルギー
線を放出する。原研では天然存在比0.14%の
Ybを20%迄濃縮したYb
O
微小ペレットをアルミニウム製インナーカプセルに入れ、JRR-3M又はJMTRで照射し、1.0
1.0mmペレットで185GBq(5Ci)、0.650.65mmペレットで37GBq(1Ci)以上の放射能を得てチタニウムカプセル入り線源(外寸法、3.012mm)入り線源として、製造、供給する技術を開発したので、Yb線源の特性、製造方法、非破壊検査方法を総括して報告する。
柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩三; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫
日本原子力学会誌, 35(10), p.923 - 939, 1993/10
被引用回数：1 パーセンタイル：18.79(Nuclear Science & Technology)原研では、科学技術庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性・信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本報告は、実証試験の成果を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験および配管破断試験を実施した。配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。
柴田 勝之; 宮園 昭八郎; 金子 正*; 横山 憲夫*
Nucl.Eng.Des., 94, p.221 - 231, 1986/00
被引用回数：6 パーセンタイル：59.19(Nuclear Science & Technology)原研では、LBB思想の実証試験の一環として、周方向欠陥付配管の延性破壊試験を進めている。本論文では、この配管試験計画について述べるとともに、すでに試験を完了した6インチ口径SUS304鋼管の試験結果について論じている。SUS304鋼管の試験では、周方向に未貫通または貫通欠陥を付加した配管試験体を用いて高コンプライアンスまたは低コンプライアンス条件で曲げ試験を行い、配管の破壊挙動を調べた。得られた試験結果を用いて、J積分Tクライテリオンの適用性や実断面応力基準の適用性を検討した。さらに、LBB条件を考慮した許容欠陥評価法について検討した。
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：64.72(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。
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285C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。
柴田 勝之; 横山 憲夫; 大場 敏弘; 川村 隆一; 宮園 昭八郎
Nucl.Eng.Des., 74(2), p.199 - 213, 1982/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.55(Nuclear Science & Technology)著者らはこれまでに、いくつかの配管試験体を使用し配管内面における複数欠陥からのき裂伝播、合体等の挙動を調べている。本論文は直管試験体および曲管試験体を用いて実施した疲労試験結果をまとめたものである。疲労試験は内表面に人工欠陥を加工した2体の直管試験体および2体の曲管試験体について行った。疲労試験中、超音波探傷法およびビーチマーク法によって複数き裂の伝播挙動を調べた。試験から得られた深さ方向へのき裂伝播曲線およびき裂形状変化について実験結果と2種類の方法によるき裂伝播解析結果との比較を行った。
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。
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。
