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報告書

冷減速材内流動特性の研究,3; 扁平モデルの流動パターン測定と解析

麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2000-018, p.49 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-018.pdf:3.24MB

原研で開発を進めているMW規模の核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子強度やパルス性能などに直接影響する重要な機器である。特に冷減速材容器内における水素温度の上昇が中性子収率に影響するため、設計ではホットスポットの発生要因となる再循環流や停滞流の発生などを抑制して円滑な流動を実現する必要がある。冷減速材容器の概念設計に反映するため、容器を模擬した扁平モデル試験体を用いて、容器内の流動パターンを水流動条件下で測定した。その結果、衝突噴流に随伴する再循環流や流れの停滞域などの流動パターンを明らかにし、併行して実施したSTAR-CDコードによる流動解析は測定した流動パターンをよく再現した。この結果をもとに実機用冷減速材の熱流動解析を行い、液体水素の温度上昇を3K以内に抑制できることを確認した。

報告書

Structural study of the cold moderator

麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 石倉 修一*; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2000-011, p.23 - 0, 2000/02

JAERI-Tech-2000-011.pdf:1.79MB

超臨界水素を用いる冷減速材は中性子強度やパルス性能などの中性子性能に直接影響する重要な機器である。冷減速材容器内における水素温度の上昇が中性子収率に影響するため、冷減速材容器の設計では再循環流や停滞流の発生などホットスポットの発生要因を抑制して円滑な流動を実現する必要がある。また、1.5MPa,20Kの超臨界水素条件の下で減速材容器の構造強度を維持する必要がある。冷減速材容器の簡易モデル試験体を用いて、入口噴流管による衝突噴流とその随伴流の流動パターンを水流動条件下で測定した結果、STAR-CDコードによる流動解析結果の流動パターンとよく一致した。また、冷減速材容器の薄肉構造における技術的な課題を明らかにするため、予備的な構造強度解析を行った結果、容器には112MPaの最大応力が生じることがわかった。

報告書

燃料集合体ポーラス状閉塞における温度場の特性; 37ピンバンドル体系ナトリウム試験

小林 順; 磯崎 正; 田中 正暁; 西村 元彦; 上出 英樹

JNC TN9400 2000-025, 78 Pages, 1999/11

JNC-TN9400-2000-025.pdf:2.24MB

高速炉の特性として、炉心燃料集合体内のピンバンドルの緊密さ(流路の水力等価直径:約3[mm])と出力密度の高さ(ピンバンドル部最大値:約520[W/cmの3乗])が挙げられる。この特性に着目した安全評価事象として燃料集合体内局所異常事象がある。局所異常事象の起因事象の一つとして局所的な流路閉塞事象が挙げられ、その研究が進められている。既往研究では、ワイヤスペーサ型バンドル内での閉塞形態は微小粒子による厚みのあるポーラス状閉塞となる可能性が高いとされている。燃料集合体内にこのような局所的な閉塞が生じた場合における燃料ピンの健全性を評価するためには、ポーラス状閉塞物内部およびその周囲の熱流動挙動を把握するとともに、閉塞領域近傍の温度分布および最高温度を予測する必要がある。本研究では燃料集合体内ポーラス状閉塞に関する現象の把握と解析コードの総合的な検証データの取得を目的にナトリウム実験を実施した。実験は、60万kW級大型炉の燃料ピンを模擬した電気ヒーターピンからなる37本ピンバンドルを用いて行なった。ポーラス状閉塞物はSUS球を焼結させて製作し、模擬集合体の一辺に沿った外側2列の14サブチャンネルにわたって組み込んだ。ヒーターピン出力を試験パラメータとし、大型炉の最大線出力($$sim$$420[W/cm])の14%から43%の範囲で変化させた。流量条件は大型炉の集合体内定格時Re数の93%で一定とした。試験の結果、閉塞されたサブチャンネルでかつ周囲の3サブチャンネルが全て閉塞しているサブチャンネルに面した模擬燃料ピン表面の流れ方向下流側位置において最高温度が観測された。流れ方向下流側に最高温度が観測されたことなどからポーラス状閉塞物内の温度場が内部の流動場の影響を強く受けていることがわかった。閉塞物内の温度分布形状はヒータ出力の依存性が小さく、集合体入口から最高温度点までの温度上昇幅はヒータ出力に比例して増加することが明らかとなった。

論文

Surface modification of polymeric materials by pulsed ion beam irradiation

M.Celina*; 工藤 久明; T.J.Renk*; K.T.Gillen*; R.L.Clough*

Radiation Physics and Chemistry, 51(2), p.191 - 194, 1998/00

ポリメタクリル酸メチル及びポリイミドを、高強度パルス状イオンビーム源で発生させた500keVの炭素イオン及び水素イオンに照射した。パルス幅500nsecのパルス中に発生された500keVのイオンビームの材料中での飛程は数ミクロンで、エネルギー付与は0.1~5J/cm$$^{2}$$、パルス中の平均線量率は約10$$^{12}$$Gy/secである。温度上昇と放射線分解によるガス発生から表面には形態変化が起き、ミクロンサイズの空孔や繊維状構造が生成していた。高分子のパルスイオン照射が高分子材料表面の物理的修飾に有効であることが示された。

報告書

原研AVFサイクロトロン装置の電源系

中村 義輝; 横田 渉; 奥村 進; 福田 光宏; 奈良 孝幸; 上松 敬; 石堀 郁夫; 荒川 和夫; 星加 敬三*; 佐藤 岳実*

JAERI-M 94-054, 61 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-054.pdf:2.75MB

イオンビームを用いた放射線高度利用研究を推進する中核の加速器として、AVFサイクロトロン装置が高崎研究所に導入された。このサイクロトロン装置は、電磁石系、RF系、ビーム診断系、計算機制御系、真空排気系等々の機器から構成され、それぞれの機能に応じた電源が設置されている。本報告書は、サイクロトロン装置の電源系に関するものであり、最初にイオン照射研究施設への一次側受電系統と、サイクロトロン装置への二次側給電系統について触れ、次に同装置の電源の構成内容について記述した。またサイクロトロン装置用電源のうち、特に数量の多い電磁石用電源については、負荷電流の安定度やリップルどの測定結果も掲げた。さらに遮蔽壁を貫通している屈曲スリーブ中に敷設されているケーブルの温度上昇の評価、および実際の温度測定結果についても述べた。

報告書

高速実験炉「常陽」運転経験報告書 B5D-1照射試験時の運転経験

塙 幹男; 大久保 利行; 星野 勝明; 村上 隆典; 早川 晃; 青木 裕; 照沼 誠一

PNC TN9410 91-361, 30 Pages, 1991/11

PNC-TN9410-91-361.pdf:0.78MB

本報告書は,高速炉燃料の設計因子の妥当性を実験的に確認するために1991年6月に実施した孔線出力試験その1(B5D-1照射試験)時のプラント運転経験について述べたものである。本照射試験は,試験体を炉心中心に装荷し,原子炉出力60MWから通常の4倍の出力上昇率(0.4MW/min)で95MWまで上昇させ,10分間保持した後急速に出力降下する方法で実施した。試験時の主なプラント特性は次の通りである。(1)60MWから95MWまでの平均出力上昇率は0.45MW/minとなり,その間の原子炉出力Na温度上昇率は37度Cで,運転制限値を満足した。(2)原子炉出口とオーバーフロータンク間のNa温度差は運転手法によって最大70度Cに押さえることができ,運転制限値を満足した。(3)急速な出力変化に伴う2次Na温度制御系の追従性は良好で原子炉入口Na温度を一定に保持した。今回の運転経験によって今後数回に渡り計画されている高線出力試験の運転手法をほぼ確立することができた。また,今回の運転データ及びシミュレータによる解析結果から運転制限値を満足する最大出力上昇率は約0.6MW/minと予測される。

論文

Unipole multipactoring discharge in the LHRF launcher

坂本 慶司; 今井 剛; 藤井 常幸; 池田 佳隆; 三枝 幹雄; 佐川 準基*; 永島 孝

IEEE Transactions on Nuclear Science, 14, p.548 - 553, 1986/00

トカマクプラズマの低域混成波帯加熱(LHRF加熱)用真空導波管型ランチャー中での単極マルチパクタ放電について、実験的、理論的研究を行った。磁場印加中の内面銅メッキされた導波管中を2GHz帯高周波電力が伝送されるとき、導波管による高周波電力吸収と、それによる導波管側壁の大きな温度上昇を伴った放電が観測された。この結果は単極マルチパクタ放電を仮定した計算結果とよい一致を示した。なお入射電力200kwにおける最大温度上昇率は、100$$^{circ}$$C/0.1秒であった。JT-60のように長いパルスRF入射が行われる場合、このような放電がおこると導波管を溶かす恐れがあるが、導波管内壁にカーボン等の2次電子放出率の小さい物質をコーティングすることにより、単極マルチパクタ放電は完全に抑えられることが明らかとなった。

論文

Overview of development and application of THALES code system for analyzing progression of core meltdown accident of LWR´s

阿部 清治; 西 誠*; 渡辺 憲夫; 井田 三男*; 野口 俊英*

Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operatiions, p.6 - 49, 1986/00

確率論的安全評価手法開発の一環として、炉心溶融事故の進展を解析する計算コード・システムTHALESを開発した。同コード・システムは、従来この分野で用いられて来たMARCHコードと異なり、PWRの一次冷却系やBWRの原子炉冷却系の流動を多数ノードで扱える。溶融ノードを次第に下方に移動させることができるメルトダウン・モデルを有する等の、多くの特徴を有している。同コード・システムを用い、これまでPBFの重大燃料損傷実験、PWRの圧力容器内・格納容器内事故進展に関する感度解析、BWRの発電所停電事故の解析等を行ってきた。本報では、THALESの全コードが完成したことを機に、同コード・システムの特徴と、これまでの解析の主要な結果及び結論についてまとめる。

論文

臨界プラズマ試験装置の試作開発,2; ポロイダル磁場コイル

安東 俊郎; 三木 信晴*; 大久保 実; 西尾 敏; 川崎 幸三; 太田 充; 吉川 允二; 伊藤 進*; 沢田 芳夫*; 高野 広久*

日本原子力学会誌, 20(3), p.207 - 216, 1978/03

 被引用回数:3

本報告は臨界プラズマ試験装置JT-60用ポロイダル磁場コイルの試作開発の成果を述べる。基本技術の開発において、約30種のモデルの中から分解組立用接続部構造を選定し、FRP絶縁ピンを用いた渡り方式および予熱なしの溶接法を採用した。また通常部絶縁として、レジンリッチマイカエポキシ絶縁法を採用し、接続部にはFRPとレジンリッチマイカテープの組合せ方式を採用した。さらに電磁力を模擬した機械力による疲労試験の前後において、接続部接触抵抗および通電による温度上昇を測定した。これらの基本技術の開発結果に基づいて、実機大空心変流器コイル2ターンおよび実機大磁気リミタコイル90°セクターを製作し、機械的、電気的および熱的試験を行った。これらの試作試験を通じて開発した製作技術は、JT-60ポロイダル磁場コイルに適用可能であることが判った。

口頭

軽水炉シビアアクシデント時のCsと鋼材との化学吸着挙動,2; Cs化学吸着生成物の温度上昇による性状変化

西岡 俊一郎; 高瀨 学; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦

no journal, , 

軽水炉シビアアクシデント(SA)時に化学吸着したCsの性状が事故進展と共に変化する可能性がある。そこで、温度変化による影響を調査した結果、600$$^{circ}$$C程度の比較的低温域で化学吸着により生成したCs-Fe-O化合物が、1000$$^{circ}$$Cまで上昇するとCs-Si-(Fe)-O化合物に変化することがわかった。

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