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論文

Evaluation of core material energy change during the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Unit 3 based on observed pressure data utilizing GOTHIC code analysis

佐藤 一憲; 荒井 雄太*; 吉川 信治

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.434 - 460, 2021/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:94.32(Nuclear Science & Technology)

The vapor formation within the reactor pressure vessel (RPV) is regarded to represent heat removal from core materials to the coolant, while the hydrogen generation within the RPV is regarded to represent heat generation by metal oxidation. Based on this understanding, the history of the vapor/hydrogen generation in the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was evaluated based on the comparison of the observed pressure data and the GOTHIC code analysis results. The resultant vapor/hydrogen generation histories were then converted to heat removal by coolant and heat generation by oxidation. The effects of the decay power and the heat transfer to the structures on the core material energy were also evaluated. The core materials are suggested to be significantly cooled by water within the RPV, especially when the core materials are relocated to the lower plenum.

論文

Revaporization of CsI aerosol in a horizontal straight pipe in a severe accident condition

柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 橋本 和一郎*; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 日高 昭秀; 杉本 純

Nuclear Technology, 134(1), p.62 - 70, 2001/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.03(Nuclear Science & Technology)

原研の配管信頼性実証試験(WIND)計画において、シビアアクシデント条件下における原子炉冷却系配管を模擬したステンレス鋼製水平直管を用い、配管内エアロゾル再蒸発試験を実施した。模擬FPとしてヨウ化セシウムを試験部に導入し配管内に一旦沈着させ、前段試験部を再加熱することにより再蒸発した模擬FPを後段試験部に沈着させ沈着分布を測定した。ほとんどすべてのヨウ化セシウムがその沸点を大幅に下回る温度で再蒸発し、後段試験部に沈着させ沈着分布を測定した。ほとんどすべてのヨウ化セシウムがその沸点を大幅に下回る温度で再蒸発し、後段試験部に沈着した。また、一次冷却材中に含まれているホウ酸の影響を調べるため、試験部にメタホウ酸を装荷したケースも実施した。試験後に沈着物の化学分析を行った結果、ホウ酸セシウムの存在が推測された。試験部に導入そせたヨウ化セシウムと、高温においてメタホウ酸が変化した酸化ホウ素とが反応してホウ酸セシウムが生成したと考えられる。

論文

Thermofluid experiments on ingress of coolant event

功刀 資彰; 高瀬 和之; 栗原 良一; 関 泰; 柴田 光彦

Fusion Engineering and Design, 42, p.67 - 72, 1998/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:61.86(Nuclear Science & Technology)

本論文は、国際熱核融合実験炉ITERの核融合熱流動安全性研究のうち、原研で実施されている真空容器内冷却材侵入事象(ICE:Ingress of Coolant Event)を調べるための予備試験装置を用いて最初に得られた実験結果についてその特徴をまとめたものである。実験は、容器内初期圧力が真空の場合と大気圧の空気で満たされた場合について、容器内圧力及び壁面温度の経時変化を測定し、安全性解析コードの性能・精度検査データとして提供することを目的とした。主な実験結果としては、容器内における圧力上昇は真空条件の方が初期1気圧条件に比べて格段に圧力上昇が小さいこと、及び冷却材衝突面での温度降下が極めて大きいことが明らかとなった。この原因として、容器内での比凝縮性ガスの存在、容器内へ噴出した水の蒸発形態及び容器に取り付けた各種ノズル・パイプ内での凝縮効果が指摘された。

論文

ITER用ガス冷却型50kA電流リードの開発と実験結果

杉本 誠; 礒野 高明; 濱田 一弥; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 加藤 崇; 中嶋 秀夫; 高橋 良和; et al.

低温工学, 33(8), p.549 - 560, 1998/00

ITER工学設計活動の一環として、CSモデル・コイルの開発が進行中である。CSモデル・コイルの国際共同実験のために、原研ではITER共通試験装置の開発を行った。この試験装置開発のなかで、ITER用ガス冷却型電流リードの開発を行った。本電流リードは1995年8月に原研での据付工事を終え、実験を行った。この実験結果について報告する。熱侵入量は設計どおりの値を示した。また60kA通電を行い、ITER・TFコイルへの適用も実証した。

報告書

Reviews of experimental studies on various geometrical contact modes of vapor explosions

H.-S.Park*; 山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; 工藤 保; 杉本 純

JAERI-Review 96-018, 46 Pages, 1996/11

JAERI-Review-96-018.pdf:1.99MB

原子炉のシビアアクシデントにおいて問題となっている現象のひとつである水蒸気爆発は、一般に3つの接触モード、すなわち溶融物落下、層状および注入(溶融物注入及び冷却材注入)モードに分類される。この中で溶融物落下モードは最も重要視され、多くの研究が行われてきた。しかし他のモードはこれまであまり注目されていない。本報告は、主に層状と注入モードの水蒸気爆発についての実験的知見を整理し、さらに研究を必要とする分野を見つけることを目的としたレビューである。理論的モデルが確立されていない現状において、実験から実機条件へのスケーリングを行うために実験的な視点からの方法を開発することが重要である。初期及び境界条件をよく制御し、直接機械的エネルギー発生を測定できる実験装置で、多様な接触モードの水蒸気爆発実験を行うことが望ましい。

論文

NSRR燃料破損実験における機械的エネルギ転換率

更田 豊志

蒸気爆発のシナリオ (蒸気爆発の動力学研究グループ研究会報告書), 0, p.27 - 38, 1996/00

燃料の溶融に至るような高発熱量条件でのNSRR実験では、溶融した燃料と冷却材との接触により燃料/冷却材相互作用を生じ、破壊力として衝撃的な圧力波及び冷却材の急激な吹き上げによる機械的エネルギが発生する。本報告では、軽水炉燃料実験及び板状シリサイド燃料実験における燃料破損メカニズムを概説するとともに、機械的エネルギについて、測定及び評価方法、発熱量・燃料/冷却材比・冷却材サブクールなどの各種パラメータに対する依存性、燃料微粒子化との相関などについて述べる。また、米国、SNLのFITS実験を例にとり、ビデオ撮影による飛散物速度測定など、炉外実験における機械的エネルギ測定方法について論ずるとともに、最近のNSRR実験で観察された高燃焼度PWR燃料の微粒子化について、燃料結晶粒界に蓄積されたFPガスの急激な熱膨張に基づく微粒子化モデルを紹介する。

論文

Aluminum clad uranium silicide fuel experiment in the NSRR, Mechanical energy conversion and chemical augmentation

更田 豊志

Proc. of Seminar on the Vapor Explosions in Nuclear Power Safety, 0, p.121 - 133, 1996/00

高温溶融物と冷却材とが接触し、蒸気爆発を生じた際の、熱エネルギから機械的エネルギへの変換、変換効率を左右する因子、化学反応の影響などについて論ずるための材料として、(1)機械的エネルギ変換率の測定・評価方法、(2)冷却材サブクール、溶融物/冷却材比、外部トリガー強度などの機械的エネルギ変換効率に及ぼす影響、(3)蒸気爆発に起因する化学爆発について触れるとともに、トピックスとして、NSRRにおけるシリサイド燃料実験の結果を紹介する。同実験では、次世代型高出力研究炉のシビアアクシデント時に想定される極めて厳しい条件下において、激しい燃料の微粒子化並びに機械的エネルギの発生に至っており、水素発生や化学反応の寄与に関するデータを得ている。

論文

Thermohydraulic experiments on a water jet into vacuum during ingress of coolant event in a fusion experimental reactor

小川 益郎; 功刀 資彰

Fusion Engineering and Design, 29, p.233 - 237, 1995/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:55.97(Nuclear Science & Technology)

トカマク真空容器への冷却材侵入事象は、核融合実験炉で過酷な結果を生じる最も重要な事象のうちの1つである。冷却材侵入事象(ICE)は、真空容器内での冷却材配管破断に始まり、真空中への水侵入、高温プラズマ対向壁との水の衝突、化学反応を伴う蒸発へと進展する。このとき圧力上昇によって真空容器が破れ、放射性物質が真空容器外へ洩れ出る可能性がある。それ故、ICE時のこの圧力上昇を評価する必要がある。そこで、真空中での水の蒸発と高温面での水の蒸発による圧力上昇を調べるため、真空容器内への水噴出に関する実験を行った。小破断を模擬して水噴出口の直径は、0.5,1.0,2.0,5.0mmとし、噴出圧力を0.2~0.6MPaまで変えた。真空中での水噴出の水力学的挙動を調べ、水性の凍結を確認した。また、300Kまでの過熱度に対して、高温壁面上での水の蒸発による圧力上昇速度特性を得た。従来の相関式は本実験結果を予測できなかった。

論文

Effect of liquid flow rate on film boiling heat transfer during reflood in rod bundle

大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.535 - 546, 1990/06

再冠水過程での膜沸騰熱伝達に及ぼす液相流量の効果を調べるため、実発熱長を有する6$$times$$6のロッドバンドルを使い、幅広い炉心冠水速度の範囲のもとで実験を行った。冠水速度は2cm/sから30cm/sの範囲であった。村尾・杉本の熱伝達率相関式の評価・改良を通じ、得られたデータを解析した。村尾・杉本の式は10cm/sまでの炉心冠水速度のもとでの熱伝達率をよく予測した。しかしながら、冠水速度が10cm/sより高い場合は熱伝達率を過小評価した。村尾・杉本の式に対する実験的な補正係数を本実験データに基づき提案した。この補正係数は他の大きなスケールの試験に対しても通用可能であることを確認した。

論文

核融合設備用大電流・高電圧電流リードの開発

多田 栄介; 高橋 良和; 島本 進; 滝田 清*; 伊藤 郁夫*; 上出 俊夫*

FAPIG, (114), p.25 - 30, 1986/00

核融合炉用超電導コイルには、通電電流値30kA以上、絶縁電圧20kV以上の電流リードが必要不可欠である。原研では、この様な大電流・高電圧特性を有し、かつ、理想的な自己冷却条件(1w/kA)を満足するガス冷却式電流リードの開発をステップ毎に実施している。本件では、大電流・高電圧ガス冷却式電流リードの開発ステップ、3kAから30kA電流リード試験結果及び解析結果との比較について記述する。本作業において、定格電流30kA、絶縁破壊電圧45kV、及び理想的自己冷却条件を満足する熱的特性を有るガス冷却式電流リードの開発に成功し、実用段階に致った。

論文

Fuel fragmentation and mechanical energy conversion ratio at rapid deposition of high energy in LWR fuels

鶴田 隆治*; 落合 政昭*; 斎藤 伸三

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(9), p.742 - 754, 1985/00

 被引用回数:16 パーセンタイル:85.77(Nuclear Science & Technology)

燃料微粒子化は溶融燃料-冷却材相互作用(MFCI)の素過程を構成する重要な課題であり、その解明は未だ十分ではない。そのため、反応度事故を模擬したNSRR実験によってUO$$_{2}$$燃料を微粒子化し、その粒度分布を求め、かつ、燃料微粒子化の機構を検討した。さらに熱エネルギから機械的エネルギへの転換率を求め、これと燃料微粒子化との関係についても考察した。その結果、粒度分布は対数表示のRosin-Rammler分布則によって良く記述できること、及び、燃料微粒子化機構はWeber型流力不安定モデルならびに内圧破裂モデルにより説明できることを明らかにした。また、機械的エネルギ転換率は粒子の全体積と全表面積の比である体面積平均径に反比例すること、冷却材サブクール度や燃料-水比の影響を受けることを示した。

報告書

ANDES: A Computer Code for Fuel/Coolant Interaction Analysis under LWR and LMFBR Conditions; Analytical Model and Code Manual

藤城 俊夫; 斎藤 伸三

JAERI-M 9306, 40 Pages, 1981/02

JAERI-M-9306.pdf:0.89MB

本解析コードは燃料破損に伴なって生じる燃料・冷却材相互作用の過渡挙動解析のために開発したものであり、UO$$_{2}$$・軽水およびUO$$_{2}$$・ナトリウムの組合せに適用することができる。解析モデルは、冷却材中に飛散した高温の燃料片が混合領域内で冷却材と均一に混合、冷却材を急過熱して蒸気を発生するものとし、混合領域が流路に沿って一次元的に膨脹するとしている。混合領域の拘束条件としては音響的拘束と慣性拘束の両モデルが組込まれている。入力により燃料粒子径分布、混合時間、燃料、冷却材比、流路形状、燃料、冷却材高期条件、燃料・冷却材間の熱伝達率等を指定することができ、各種条件の下での圧力パルスの発生、冷却材スラグの噴出、混合領域の過渡的な状態変化等が解析できる。

報告書

燃料破損にともなう破壊力発生挙動の解析コード:PULSE-2

藤城 俊夫

JAERI-M 7583, 39 Pages, 1978/03

JAERI-M-7583.pdf:1.44MB

本解析コードは原子炉燃料の破損事故において、分散した高温の燃料片と冷却材とが直接接触した際に生じる破壊圧力発生挙動の解析のために開発されたプログラムである。本計算モデルにおいては、破損発生領域内で小粒子となって飛散した高温の燃料片と冷却材が均一に混合している状態を初期条件として計算を開始し、破壊領域内で冷却材が急激に気化するために生じる圧力パルス、およびこの圧力により加速される冷却材のエジュクション挙動を計算する。燃料・冷却材間の熱移動は、破損燃料片を球形として燃料粒子内の熱伝導、燃料粒子表面での熱伝達率の変化、燃料粒子径の分布等を考慮して計算し、一方、破損領域内の冷却材の状態はホモジニアスとして圧力、ポイド率等を求める。高速炉および軽水炉の両体系の計算ができるように、ナトリウムおよび水に対する物性サブルーチンを備えており、いずれかを選択できる。

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