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滝塚 知典; 細川 哲成*
Contributions to Plasma Physics, 46(7-9), p.698 - 703, 2006/09
被引用回数：15 パーセンタイル：45.01(Physics, Fluids & Plasmas)ELMyHモードプラズマ中のELM崩壊後のダイバータ板への大きな粒子束と熱束は、トカマク核融合炉運転において重要問題である。このときのSOLとダイバータプラズマの過渡的挙動に及ぼす運動論的影響についてよくはわかっていない。ここで、先進的粒子シミュレーションコードPARASOLを用いてこの問題を研究する。粒子と熱の伝搬の衝突度への依存性を系統的に調べる。また、粒子リサイクリングの影響についても調べる。
竹田 武司; 中川 繁昭; 藤本 望; 橘 幸男; 伊与久 達夫
JAERI-Data/Code 2002-015, 39 Pages, 2002/07
JAERI-Data-Code-2002-015.pdf:1.53MB
HTTR(高温工学試験研究炉)は日本で初めての高温ガス炉(HTGR)であり、2001年12月7日に初めて全出力(30MW)を達成した。HTTRの出力上昇試験の中で、15MW,30MW運転から商用電源の手動遮断により商用電源喪失模擬試験を実施した。商用電源喪失直後、ヘリウム循環機及び加圧水ポンプはコーストダウンし、ヘリウム及び加圧水の流量はスクラム設定値まで減少した。原子炉を安全に停止するためには、制御棒の挿入により未臨界状態を維持するとともに炉心黒鉛構造物の過度なコールドショックを防止しながら、補助冷却設備により炉心を継続的に冷却する。商用電源喪失から約50秒後、非常用発電機からの給電により補助冷却設備は起動した。補助冷却設備の起動後、炉内黒鉛構造物である高温プレナムブロックの温度は継続的に低下した。本報は、15MW,30MW運転からの商用電源喪失模擬試験時の動的機器のシーケンス,原子炉及び原子炉冷却設備の過渡挙動について報告するものである。
柳澤 和章; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(8), p.741 - 751, 1993/08
被引用回数：4 パーセンタイル：44.63(Nuclear Science & Technology)研究炉用燃料の低濃縮化が推進されているが、安全性研究の観点から、燃料板の過渡ふるまい-特に燃料しきい値と破損モードに関する研究を、安全性試験研究炉(NSRR)を用いて実施した。未照射シリサイド小型燃料板に対して、低発熱量(低温)から徐々に発熱量を増加して行く方式で、燃料板の破損発熱量を同定し、それが82~94cal/s・fuelの間にある事を見い出した。この発熱量領域に於ける燃料板表面最高温度は400
C以下である。燃料板の破損は、板の長手方向にほぼ直角に微細割れが伝播するモードで生じている。粒界割れであり、燃料板表面から芯材に向って割れは走っている。この割れ発生の駆動力は、核沸騰離脱(DNB)を生じて高温化した燃料板が急冷される際に生じる温度差によるものであり、いわゆる「焼き割れ」の形態で燃料板は破損すると思われる。熱応力計算結果もこの推定が妥当である事を示唆している。
丹沢 貞光
JAERI-M 93-011, 32 Pages, 1993/02
NSRR燃料照射実験における過渡データをデジタル化して保存することによりデータの消滅を防止すると共に、データバンクを作成してパーソナル・コンピュータにより過渡データに容易にアクセスできるようにすることを目的として、実験過渡記録処理システムの開発を行なった。本報告書では、実験過渡記録処理システムの概要及び使用方法、並びにデータ・バンクの現状について記載した。
柳澤 和章
第8回「核燃料・夏期セミナー」講義テキスト, 38 Pages, 1993/00
日本原子力学会・核燃料部会では年1回の割合で、核燃料に関する夏期セミナーを開催しており、1993年は青森県十和田湖町焼山にて第8回のセミナーが開催された。本報は、第Iセッション「燃料ふるまいの基礎」の第3講演にて、「軽水炉燃料の過渡ふるまい」について講演が行なわれた。講演内容は、(1)出力上昇・出力急昇および負荷追従時の燃料過渡ふるまい(原研ハルデン実験を中心に)、(2)PWR二次系配管破断時の燃料過渡ふるまい(NSRR過渡実験)、及び(3)反応度事故時の燃料過渡ふるまい、よりなっている。そのなかでは、特に過渡時のFPガス放出ふるまいとその放出メカニズム及びペレット-被覆管間の相互作用(PCI)が話題の中心となっている。
柳澤 和章; 藤城 俊夫
Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors; ASRR-IV, p.58 - 69, 1993/00
試験・研究炉では、燃料濃縮度を低減化(例えば40wt%
Uから20wt%U)するため、燃料のシリサイド化(7wt%Si+93wt%U)が進められている。原研の安全性試験研究炉(NSRR)では、シリサイド燃料の過渡時ふるまいを研究するため、パルス照射を未照射シリサイド燃料板(
=4.8gU/cc)に課す試験研究を実施した。本報は、燃料被覆材(AG3NE)の溶融である640Cをはるかに超えた970Cに至るまでの、高温下に於ける燃料板の健全性について、パルス後の照射後試験データから得た知見をとりまとめたものである。その結果、400C以上になると燃料の寸法安定性が喪失して行くこと、また95cal/g・fuel以上になると「焼き割れ」による機械的破損が生ずること等が明らかになった。
岡嶋 成晃; 軍司 康義*; 向山 武彦
JAERI-M 92-031, 81 Pages, 1992/03
アクチノイド消滅処理専焼炉(ABR)の設計研究において、炉心過渡特性解析は安全性の観点から、重要である。そこで、Na冷却酸化物燃料高速炉用炉心過渡挙動解析コード「EXCURS」を、Na冷却金属燃料高速炉に適用できるように改造を行った。改造の妥当性を確認するために、ANLで行ったEBR-IIでの過渡試験解析結果や電中研で行った1000MWe級金属燃料高速炉の過渡特性解析結果と改造「EXCURS」の解析結果とを比較した。その結果、全般的に改造「EXCURS」の解析結果と他の解析結果は良い一致を示し、改造「EXCURS」がLMRやABRの炉心過渡現象を予測するのに使用できることが確認できた。改造「EXCURS」を用いて、Na冷却金属燃料専焼炉(M-ABR)のULOFおよびUTOP解析を実施した。さらに、安全性を検討するために、燃料の熱伝導率やフィードバック反応度係数のATWS解析結果に与える影響について、パラメータサーベイを行った。その結果、フラワリング係数、遅発中性子割合、燃料熱伝導率が燃料最高温度に強く影響することが分かった。
藤城 俊夫; 柳澤 和章; 石島 清見; 柴 是行
Journal of Nuclear Materials, 188, p.162 - 167, 1992/00
被引用回数：14 パーセンタイル：76.44(Materials Science, Multidisciplinary)照射済PWR燃料をNSRRにおいてパルス照射することにより、燃焼の進んだ燃料の反応度事故時における過渡挙動や破損条件についての究明を行った。試験燃料には商用炉(PWR)で燃焼度約40MWd/tUまで燃焼させた燃料を短尺化したもの、及び短尺燃料をJMTRにて約20MWd/tUまで予備照射したものを用いた。商用炉燃料では、最大83cal/gUO
までの発熱量を与える実験を行った結果、最高4.3%のFPガス放出が生じ、又、未照射燃料よりもかなり大きな燃料・被覆管相互作用(PCMI)が認められた。JMTR照射燃料では、さらに高い発熱量での実験を行い、約180cal/gUOでDNBが発生、さらに、200cal/gUO以上でPCMIによる被覆管の破損(小クラック発生)が認められた。以上の結果から、照射済燃料の過渡挙動や破損条件の概略が明らかになり、特に燃料ペレットのふるまいが重要であることが分かった。
柳澤 和章
JAERI-M 91-152, 195 Pages, 1991/10
低濃縮(19.89w/o)ウランシリサイド小型板状燃料を作製し、燃料密度4.8g/cm
のものについて、原研の安全性研究炉(NSRR)にてパルス照射を行った。研究目的は過渡時のシリサイド燃料板の寸法安定性と破損しきい値の究明にある。得られた結果は、以下の通りである。(1)400Cを超えると燃料板の曲りが著しくなり、約900Cで最大7mmとなった。燃料芯材の肉厚は初期0.51mmから最大で1.7mm(236%)に増加した。これは、マトリクスアルミニウム及び被覆アルミニウムが再結晶化又は溶融をおこしたり、芯材ミートと相互反応をおこしたりした結果、スウェリングが発生したためである。高温化した燃料板では、芯材のクリープ変形のため凹凸変形が著しくなった。400Cを超えて高温になるに従って、寸法安定性は失われる傾向にあった。
平野 雅司; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(4), p.352 - 368, 1986/00
被引用回数：20 パーセンタイル：86.62(Nuclear Science & Technology)THYDE-P1コードを用いて、オープンプール型研究炉JRR-3の過渡熱水力挙動を調べた。焦点は強制循環時下向流より自然循環時上昇流への移行時に起こる炉心流量反転時の過渡熱水力挙動である。冷却材喪失事故(LOCA)時には、漏れの生じた1時冷却ループから原子炉プールが隔離された直後、炉心流量の反転が起こる。LOCA以外の過渡変化及び事故に於いても、炉心流量の反転は必ず起こる。炉心流量の反転は、燃料温度の急上昇及びDNBRの急降下をもたらすので、特に重要な現象である。本研究の主目的は、その過渡変化中の物理現象を明らかにすると同時に、燃料最高温度及び最小DNBRに影響を及ぼすパラメータを明らかにすることである。商用電源喪失及びLOCAの事象シーケンスを仮定したTHYDE-P1の解析結果は、安全設計及び評価の観点から、定性的、定量的現象の理解に役だった。
藤城 俊夫
JAERI-M 84-063, 166 Pages, 1984/03
反応度事故時の急速な出力上昇条件の下での軽水炉熱料温度挙動は、熱料ペレットと破覆管の間のギャップ熱伝達により強く影響される。本研究はNSRR実験においてギャップガスをパラメータとした実験の結果およびNSRR77コードによる解析にもとづき、反応度事故条件下の熱料挙動に与えるギャップ熱伝達の影響の解明を行ったものである。この結果、ギャップ熱伝達の過渡的なふるまい、ギャップ熱伝達と熱料温度および熱料破損の関係、ギャップガス成分の影響、高発熱量条件の下での熱料ペレット・破覆管の融着発生や外圧による破覆管のつぶれの影響等が明らかにされた。また、ギャップ熱伝達率評価式として広く使われている修正Ross and Stoute式の適応性、適用限界および適用限界を超える場合に対するギャップ熱伝達率の取扱い方につき検討を行った。
藤城 俊夫; 丹沢 貞光
Nucl.Eng.Des., 73(3), p.253 - 263, 1983/00
被引用回数：1 パーセンタイル：21.55(Nuclear Science & Technology)反応度事故条件の下における軽水炉燃料のふるまいに対し、ギャップ熱伝達がどのように影響するかを、NSRR実験により調べた結果、およびその考察である。実験ではギャップガスとしてヘリウムおよびキセノンという熱伝導率の大きく異なるガスを用いた試験燃料を使い、両者の挙動を比較する事によってギャップ条件の影響を調べた。この結果、ギャップ熱伝達と被覆管温度挙動との関連が明確になり、また、ギャップガス成分の影響は燃料に与えられる発熱量によりその程度が異なること、および燃料破損しきい値にはギャップガス成分は殆んど影響しない事等が明らかになった。
大西 信秋; 石島 清見; 落合 政昭*; 丹沢 貞光; 植村 睦*
JAERI-M 9488, 151 Pages, 1981/05
本報は、米国のTREATで行われた反応度事故を模擬した燃料破損実験における研究成果をまとめ検討したものである。TREATにおける実験研究は、大別して燃料の破損挙動の究明に主眼を置いたものと、溶融燃料と冷却水との相互作用ならびにそれによる水素の発生挙動の究明に主眼を置いたものがある。本稿では、主として軽水炉燃料の破損挙動の観察結果に関する報告をまとめると共に、破損しきい値および破損機構について検討を加えた。
斎藤 伸三; 住田 建二*; 江森 康文*; 河村 洋
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(6), p.35 - 47, 1981/00
実際の炉内実験において水の雰囲気中の燃料の過渡挙動を直接観察するために光学装置の開発を行った。開発に当っては高い放射線の影響、限られた空間、衝撃圧の発生、核分裂生成物の放出等困難な問題が多々存在した。数多くのガラス、光ファイバー、フィルム等の照射試験、さらに炉外模擬実験を行ない、NSRR実験用の炉内燃料挙動可視装置を設計製作した。装置は耐圧気密性の試験部容器と上部容器から成り、映像ガイドとして耐放射線レンズを用いたペリスコープを使用し、その先端の試験部容器内に挿入される部分は石英ガラスの耐衝撃窓をつけた保護筒で覆い、上端には高速度カメラを接続する。照明にはランプを試験部容器内にの水に直接つけて使用する。本装置を用いてNSRR実験において燃料の過渡挙動を撮影した結果、燃料の加熱、被覆管のクラックの発生、溶融、変形、激しい膜沸騰、クエンチ、燃料棒からの気泡の放出等の状態が明瞭に観察された。
大西 信秋
JAERI-M 8634, 60 Pages, 1980/01
本稿は、軽水動力炉の事故時の燃料挙動を解析するために開発したMCDRAN-Iについて、コードの内容、使用方程式および計算例等を説明したものである。本コードは反応度事故、冷却材喪失事故および出力-冷却材不均衡事故における燃料挙動を解析するために開発されたものである。MCDORAN-Iは、燃料温度、ギャップ熱伝達係数、被覆管表面熱伝達係数、冷却材の熱水力および各種物性値等を計算するための6つのサブコードから構成されている。本コードはFACOM-230/75電子計算機においてFORTRAN-IV言語を用いてプログラムされている。
松本 暢彦*; 亀岡 利行*; 時枝 潔*; 岡本 芳三; 宮 健三*
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(6), p.397 - 403, 1980/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス冷却実験炉に用いられている高温断熱システムについて、冷却材圧力の急速減少時の断熱層内ガスの非定常挙動を実験的に研究した。断熱構造物システムにおける急速減圧特性を、繊維質断熱材が充てんされた容器から均圧孔を通して断熱層内のガスを主流へ噴出する単純なモデルにおき替えて、急速減圧時の容器内の軸方向と主流の圧力変化を減圧率,均圧孔径,断熱材充てん密度をパラメータとして実験により調べた。断熱層内と主流との圧力差について主に述べている。また、解析結果と比較し、両者がほぼ一致することが明らかとなった。
松本 暢彦*; 時枝 潔*; 岡本 芳三; 越後 亮三*; 宮 健三*
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(10), p.732 - 740, 1979/10
被引用回数：1多目的高温ガス実験炉には、高温断熱システムが多く用いられている。本報では、この断熱システムを対象に、冷却材急速減圧時に示す層内に介在する気体の非定常挙動を解析により求めた。高温断熱システム構造は、断熱材と気体が充填された容器内から外部へ気体が噴出する単純な1次元モデルにおきかえることができる。そこで、この1次元モデルに基づき、急速減圧時に示す層内気体非定常挙動を層内流動はダーシー法則に従うものとし、連続あるいは運動の式から求めた。パラメータはオリフィス開口比そして断熱層透過率であり、これらのパラメータが層内気体の非定常挙動に及ぼす影響を明確にした。また、急速減圧実験を実施し、解析モデルにより、高温断熱層内気体の非定常挙動が表されることを確認した。
島宗 弘治; 斯波 正誼; 安達 公道; 生田目 健; 鈴木 紀男; 大久保 薫; 千葉 辰夫; 伊藤 秀雄; 傍島 真; 山本 信夫; et al.
JAERI-M 6318, 157 Pages, 1975/11
軽水炉の冷却材喪失事故について知見をえるため、安全工学第一研究室が昭和45年12月から昭和48年3月にかけて実施したROSA-I計画の総合報告書である。最初に実験研究の目標について説明し、ついで実験装置および実験データを詳細に紹介し、最後に実験データを用いて行った解析についてふれる。
