令和5年度工務技術部年報

原子力科学研究所 工務技術部

JAEA-Review 2025-018, 83 Pages, 2025/09

JAEA-Review-2025-018.pdf:4.99MB

工務技術部は、原子力科学研究所及びJ-PARCの水、電気、蒸気、排水等のユーティリティ施設、原子炉施設、核燃料物質使用施設等の特定施設(受変電設備、非常用電源設備、気体・液体廃棄設備、圧縮空気設備)並びに一般施設の機械室設備の運転、保守管理を担っている。さらに、建物・設備の補修・改修工事及び点検・整備業務、電子装置及び機械装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、令和5年度の工務技術部の業務実績の概況、主な管理データ及び技術開発の概要を記録したものであり、今後の業務の推進に役立てられることを期待する。

Applicability of mechanistic analysis code seraphim to sodium-water reaction in tube bundle system

小坂 亘; 内堀 昭寛; 渡部 晃*; 椎名 祥己*

Proceedings of 10th Workshop on Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety (CFD4NRS-10) (Internet), 12 Pages, 2025/00

In a steam generator (SG) of a sodium-cooled fast reactor, water leakage caused by heat transfer tube failure in an SG makes a high-temperature, high-velocity, and corrosive jet with sodium-water reaction (SWR). The reacting jet may cause further tube failure and the expansion of the affected area in an SG. A mechanistic analysis code SERAPHIM has capability to evaluate the reacting jet considering multi-component, multiphase and compressive flow with SWR. By comparing analysis and experimental results, SERAPHIM code has been validated from the case of a free jet to the reacting jet in a tube bundle system with an average water leak rate of 0.15 kg/s. In this paper, as one of the validation analysis series of SERAPHIM code, we performed numerical analysis for the reacting jet in a tube bundle system with larger average water leak rate, i.e. 1.85 kg/s. Similar to previously reported results, the gas phase expanded in the system immediately after the discharging and then flowed in the direction of buoyancy force. It was confirmed the occurrence of an underexpanded jet and the limitation of the maximum temperature, which are consistent with the knowledge of the SWR phenomena in an SG. The low and high-temperature regions were wider than in previous reports due to the larger average water leak rate. The high-temperature region obtained by the analysis agreed with the representative characteristics appeared in the experimental result such as location and shape of the temperature distribution. The analysis results were consistent with previous knowledge. The representative characteristics that appeared in the experimental result were also reproduced. SERAPHIM code was applicable to the selected average water leak rate in the tube bundle system.

令和2年度工務技術部年報

原子力科学研究所 工務技術部

JAEA-Review 2021-054, 85 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-054.pdf:95.12MB

工務技術部は、原子力科学研究所及びJ-PARCの水、電気、蒸気、排水等のユーティリティ施設、原子炉施設及び核燃料物質取扱施設内の特定施設(受変電設備、非常用電源設備、気体・液体廃棄設備、圧縮空気設備)並びに一般施設内の機械室設備の運転、保守管理を担っている。さらに、建物・設備の補修・改修工事及び点検・整備業務、電子装置及び機械装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、令和2年度の工務技術部の業務実績の概況、主な管理データ及び技術開発の概要を記録したものであり、今後の業務の推進に役立てられることを期待する。

平成30年度工務技術部年報

原子力科学研究所 工務技術部

JAEA-Review 2019-044, 96 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-044.pdf:6.11MB

工務技術部は、原子力科学研究所及びJ-PARCの水, 電気, 蒸気, 排水等のユーティリティ施設、原子炉施設及び核燃料物質取扱施設内の特定施設(受変電設備, 非常用電源設備, 気体・液体廃棄設備, 圧縮空気設備)並びに一般施設内の機械室設備の運転、保守管理を担っている。さらに、建物・設備の補修・改修工事及び点検・整備業務、電子装置及び機械装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、平成30年度の工務技術部の業務実績の概況、主な管理データ及び技術開発の概要を記録したものであり、今後の業務の推進に役立てられることを期待する。

高温融体中への水ジェットの貫入と直接接触沸騰に関する研究

柴本 泰照

JAERI-Research 2005-016, 127 Pages, 2005/08

JAERI-Research-2005-016.pdf:4.54MB

高温の融体の表面に注がれる水の沸騰は、融体中に水が侵入することで伝熱面積が拡大することとあいまって、高効率の熱伝達を提供する。本研究は、融体中に水が強制注入される場合(冷却材注入モード)について、融体と水との間の力学的・熱的相互作用を支配する現象を解明し、将来の工業上の応用に資することを目的としている。同現象は冷却材注入モード以外の他の燃料-冷却材相互作用(FCI)の結果として生じることも指摘されており、FCI素過程の解明に資することも期待できる。本研究では、実験的なアプローチとして、高速度撮影中性子ラジオグラフィ並びに新たに開発したプローブを採用し、融体-水-蒸気混相流の可視化と計測を行った。このような手段によっても、実験的に得られる情報には依然として限界があるが、関連現象から得られる知見との比較を含め、実験データの詳細な分析を行った。その結果、本現象の特徴である高効率な熱伝達を安定に達成させる条件について、安定性を支配する因子を明らかにし、その成立条件を示すことに成功した。さらに、本現象のような流体自由表面の移動を伴う現象の解明に有用な、界面付近の速度場・圧力場を界面形状の時間変化から算出する方法を開発した。

Subchannel analysis of CHF experiments for tight-lattice core

中塚 亨; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大久保 努; 秋本 肇; 岩村 公道

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/09

低減速軽水炉の稠密格子炉心の熱的余裕を評価することは重要である。本研究では、サブチャンネル解析の稠密格子炉心への適用性を評価するため、COBRA-TFを用いて稠密格子限界熱流束実験を解析した。軸方向一様加熱バンドルに対して、COBRA-TFによる限界出力予測値は質量速度が500kg/(ms)付近で測定値とよく一致し、これより低流量側で測定値より低い値に、高流量側で測定値より高い値となる。BT予測位置は、外周チャンネルで、実験とは異なった。軸方向二重出力分布バンドルでは、質量速度が200kg/(ms)付近で測定値とよく一致し、これより高流量側で測定値より高い値となった。摩擦損失の二相増倍係数がサブチャンネル間の流量分布に大きな影響を与えることがわかった。計算の精度を向上するためには、稠密な体系における圧力分布の予測を含めた流量配分の正確な予測が求められる。

Molecular size distribution of Np, Pu and Am in organic rich, saline groundwater

長尾 誠也; 田中 忠夫; 中口 譲*; 鈴木 康弘*; 村岡 進; 平木 敬三*

Understanding and Maraging Organic Matter in Soils, Sediments and Waters, p.525 - 532, 2001/00

地下水に存在する有機物はアクチニド元素と錯形成し、地層中における放射性核種の移行挙動に影響を及ぼす可能性が指摘されている。本研究では、アクチニド元素(Np,Pu及びAm)を対象に地下水に存在する有機物との錯体の特性を分子サイズの観点から考察した。実験には有機物濃度が高く、海水の化学組成に近い地下水を用いた。地下水にアクチニド元素を添加し、有機物と錯体を形成させた後、限外ろ過により5つの分子サイズフラクションに分離し、上記核種の分子サイズ分布を見積もった。その結果、地下水中のNp,Pu及び有機物は分子サイズ3,000以下のフラクションに70~80%存在した。一方、Amについては分子サイズ10,000~5,000と3,000以下のフラクションにそれぞれ33%と29%存在した。これらの結果は、核種による有機物と重炭酸との錯体の選択性の違い、有機物の分子サイズフラクションとの錯体の選択性の違いを反映している。

JPDR解体実地試験; 放射線管理

富居 博行; 清木 義弘

デコミッショニング技報, 0(15), p.24 - 34, 1996/12

http://www.randec.or.jp/publish/documents/gihou/Decommissioning%20gihou_15.pdf

解体実地試験の放射線管理では、作業者の放射線防護とともに、将来の原子炉解体に必要となるデータを取得するため、日常モニタリングと切断で発生するエアロゾルの調査を目的とした特殊モニタリングを行った。本報告は、解体実地試験において集団線量当量が95%を占めた原子炉格納容器内解体作業における放射線管理データから、解体工法と集団線量との関連を解析した結果及び、切断で発生したエアロゾルの粒度分布や飛散率等の評価結果を示したものである。加えて、これらの評価・解析結果から、放射線管理面から見た原子炉解体における知見を述べる。

高転換軽水炉を模擬したFCA XIV炉心における反応率の測定

大部 誠; 根本 龍男; 桜井 健; 飯島 進; 田原 義壽*; 大杉 俊隆

JAERI-M 90-052, 52 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-052.pdf:1.31MB

FCAにおいて高転換軽水炉(HCLWR)に関するPhase-1実験で構築された3種類のウラン燃料系ゾーン型炉心について、反応率を測定した。各炉心は、異なった燃料濃縮度および減速材/燃料、体積比から成る中心試験領域を有している。径方向と軸方向のU、Pu、U、Npの核分裂率分布は小型核分裂計数管をトラバースする方法で測定した。試験領域内の基本モード成立領域は、これら各種の核分裂率分布の一致を確かめる手法で検証した。U核分裂率に対する中心反応率比は、小型核分裂計数管および金属ウラン箔を用いて求め、3炉心間の反応率の変化を調べた。測定データの解析は、核データファイルJENDL-2を用いたSRACコードシステムにより行った。反応率比は、計算値がU捕獲反応率/235U核分裂率およびU核分裂率/U核分裂率の実験値を3炉心共、過大に予測している事が明らかになった。

BWR 200% recirculation pump suction line break LOCA tests,Runs 942 and 943 at ROSA-III without HPCS; Effects of initial fluid conditions on LOCA

鈴木 光弘; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 小泉 安郎

JAERI-M 86-038, 275 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-038.pdf:6.4MB

ROSA-III実験装置において、BWR/LOCAを模擬する実験を実施した。本報は、その中で典型的な再循環ポンプ吸込側配管における200%破断LOCA実験を対象として、初期流体条件をBWRの定格条件から変化させた場合の影響を調べた結果をまとめたものである。変化させたパラメ-タは、炉心内ボイド分布(mass分布)、炉心入口サブク-ル度、及び給水温度である。炉心ボイド分布は、出口クオリティで標準条件の15%~5%および43%に変化させた。サブク-ルト度は標準の10K~21Kまで変化させた。給水温度は標準の216C~45Cまで変化させた。上記2実験と標準実験(RUN926)の結果を比較検討し、次の結論を得た。(1)初期炉心ボイド率の高い実験では破断初期の炉心露出が著しく、下部プレナムフラッシング後にPCT907Kを示した。(2)炉心入口サブク-ル度と給水温度の影響は圧力変化には効くが、主要事象の変化に寄与しない。