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論文

Coupled computer code study on irradiation performance of a fast reactor mixed oxide fuel element with an emphasis on the fission product cesium behavior

上羽 智之; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 331, p.186 - 193, 2018/05

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速炉MOX燃料ピンの照射挙動を計算するコードと燃料ピン内のCsの挙動に特化して計算するコードを連成することにより、Cs挙動が燃料ピンの熱・機械的挙動に及ぼす影響を解析できるようにした。連成した計算コードを高燃焼度MOX燃料ピンの照射挙動解析に適用し、Csの燃料ピン内軸方向分布やCs化合物による燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用などを評価した。

論文

Analyses of deformation and thermal-hydraulics within a wire-wrapped fuel subassembly in a liquid metal fast reactor by the coupled code system

上羽 智之; 大島 宏之; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 317, p.133 - 145, 2017/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ワイヤスペーサ型高速炉燃料集合体における燃料ピンバンドル変形挙動と冷却材熱流動挙動の解析を、ピンバンドル変形解析コードのBAMBOOと熱流動解析コードのASFREを連成させることにより行った。連成解析の結果、スエリングやクリープによってBDIが生じたピンバンドル変形の影響により、集合体内の冷却材の径方向温度分布は平坦化する方向に変化することが示された。このような温度分布の平坦化は、BDIが厳しくなる前の段階においても、ワイヤ張力が原因で生じるピンの湾曲変形により、僅かではあるが生じることも示された。また、ワイヤピッチに依存してピンバンドルの変形状態が変わるが、これによる熱流動への影響についても考察した。

論文

Development of numerical simulation system for thermal-hydraulic analysis in fuel assembly of sodium-cooled fast reactor

大島 宏之; 上羽 智之; 橋本 昭彦*; 今井 康友*; 伊藤 昌弘*

AIP Conference Proceedings 1702, p.040011_1 - 040011_4, 2015/12

原子力機構では、様々な運転条件下における高速炉燃料集合体内熱流動現象の解明を目的として、3つの熱流動解析プログラムと1つの変形解析プログラムで構成するシミュレーションシステムの開発を進めている。ここでは、システムを構成する各プログラムの数値解析手法と妥当性確認の概要を示す。

論文

Development of a mixed oxide fuel pin performance analysis code "CEDAR"; Models and analyses of fuel pin irradiation behavior

上羽 智之; 水野 朋保; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 280, p.27 - 36, 2014/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

「CEDAR」はFBR用MOX燃料ピンの照射挙動を解析することを目的として開発した解析コードである。本コードは被覆管と燃料内のそれぞれ応力-歪み状態や燃料ペレットと被覆管との機械的相互作用(PCMI)を適切に解析するため、機械計算部にFEMを適用した。更に、燃料ピンの照射挙動を機構論的に解析するため多くの主要な照射挙動モデルを統合した形で導入し、これにより実際の燃料ピン照射挙動を忠実に表現できる。コードの解析機能は、燃料ペレット温度, FPガス放出率, ピン外径変化の解析結果が実測データを適切に再現できることを確認することで検証した。燃料ピンの照射挙動として、Amの再分布、PCMI, JOG形成等の機構について、照射試験燃料ピンの挙動解析を通して解釈した。

論文

Verification of the FBR fuel bundle-duct interaction analysis code BAMBOO by the out-of-pile bundle compression test with large diameter pins

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 根本 潤一*; 市川 正一; 勝山 幸三

Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.552 - 556, 2014/09

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

バンドル-ダクト相互作用(BDI)解析コードBAMBOOを、太径ピンの炉外バンドル圧縮試験の結果を用いて検証した。太径ピンの外径は8.5mmと10.4mmであり、原型炉の高度化炉心とFaCTで検討している実証炉や実証炉のピン径に相当する。バンドル圧縮試験では、X線-CT技術により圧縮中のバンドルの横断面CT画像を取得した。このCT画像を解析し、ピン-ダクト間距離やピン-ピン間距離を評価した。検証ではBAMBOOコードの炉外バンドル圧縮試験解析結果とCT画像解析による評価結果とを比較した。比較の結果、BAMBOOコードは、ピン湾曲と被覆管の変形をBDI条件下での主要な変形機構と仮定することにより、太径ピンのBDI挙動を適切に予測できることが分かった。

論文

Resistance spot weldability of 11Cr- ferritic/martensitic steel sheets

上羽 智之; 矢野 康英; 伊藤 昌弘*

Journal of Nuclear Materials, 421(1-3), p.132 - 139, 2012/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.33(Materials Science, Multidisciplinary)

内部ダクト構造を有する高速炉用燃料集合体の開発を目的として、11Cr-0.4Mo-2W,V,Nbを成分とするフェライト/マルテンサイト鋼差厚板材の溶接性の検討を行った。スポット溶接試験では、溶接電流,電極圧,溶接時間,保持時間をパラメータとして、最適な溶接条件を調査した。この結果、ナゲット内に生じるクラックやボイドの欠陥を、電極圧を9.8kNまで上げると抑制できるようになった。また、先端厚を大きくした電極キャップを使用することによっても、欠陥の発生をより効果的に抑制できることがわかった。溶接電流と溶接時間の設定により適切な寸法のナゲットが形成され、欠陥の抑制と併せて溶接条件を最適化できた。スポット溶接部の強度特性は、硬さ測定とせん断引張り試験の結果から評価した。さらに、溶接部にノッチを設けた試験片によるシャルピー衝撃試験を行い、接合部の延性-脆性遷移温度などを評価した。

論文

Diametral strain of fast reactor MOX fuel pins with austenitic stainless steel cladding irradiated to high burnup

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 前田 宏治

Journal of Nuclear Materials, 416(3), p.350 - 357, 2011/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:39.29(Materials Science, Multidisciplinary)

高速実験炉「常陽」で実施されたC3M照射試験の燃料集合体は、ペレットピークで約130GWd/tの高燃焼度を達成した。この照射試験で燃料ピンに破損は生じなかったが、高い中性子照射量により、被覆管のボイドスエリングと照射クリープによる外径増加が生じたことが確認された。外径増加を評価した結果、被覆管照射クリープには、ガス内圧に加え、燃料-被覆管機械的相互作用(PCMI)が寄与していることが示された。燃料ピンの$$gamma$$スキャン試験と金相試験の結果から、このPCMIは、ペレットのリム組織とセシウムウラネートの形成を原因として燃料ペレットのスエリングが促進された結果、生じたと考えられる。燃料カラム上端部近傍で生じたセシウムウラネートに起因するPCMIによって、被覆管の累積寿命損傷和(CDF)が有意に増加したが、寿命末期のCDFの値から、クリープ損傷による被覆管破損に対しては余裕が確保されていたことが確認された。

論文

Irradiation performance of fast reactor MOX fuel pins with ferritic/martensitic cladding irradiated to high burnups

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 水野 朋保; 勝山 幸三; Makenas, B. J.*; Wootan, D. W.*; Carmack, J.*

Journal of Nuclear Materials, 412(3), p.294 - 300, 2011/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:50.9(Materials Science, Multidisciplinary)

ACO-3は米国FFTFのCDE試験で232GWd/tの高燃焼度を達成した集合体であり、高速中性子照射量は39$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$に達した。ACO-3は、フェライト/マルテンサイトのHT-9鋼を被覆管に使用しており、本照射試験によりHT-9鋼は耐スエリング性能が極めて優れることが実証された。照射後試験の結果、燃料ピンにはMOX燃料カラム部とMOX燃料/ブランケット境界部に外径増加が生じていることが確認されたが、その大きさは高々1.5%程度であることを確認した。燃料ピン照射挙動評価の結果、MOX燃料カラム部のピン外径増加は被覆管のスエリングとガス内圧による照射クリープ変形であり、MOX燃料/ブランケット境界部に生じた局所的な外径増加はセシウムと燃料との反応によるPCMIが原因で生じたことが示された。さらに、このPCMIはブランケットと被覆管のギャップ幅を大きくとったことにより、効果的に緩和されたことも示された。

論文

Evaluation of creep damage and diametral strain of fast reactor MOX fuel pins irradiated to high burnups

上羽 智之; 十亀 求; 伊藤 昌弘*; 水野 朋保; 堂野前 貴子; 勝山 幸三

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(8), p.712 - 720, 2010/08

燃料ピンの寿命決定因子の一つであるクリープ損傷を、ピン平均燃焼度で120GWd/t以上の高燃焼度を達成したオーステナイト鋼被覆管によるMOX燃料ピンを対象に評価した。ピン内圧によるクリープ損傷の程度を累積寿命損傷和(CDF)によって評価した結果、燃焼末期におけるCDFは10$$^{-2}$$から10$$^{-4}$$と非常に小さな値になり、燃料ピンにはクリープ損傷による破損に対し十分な余裕があることが示された。燃料ピンの支配的な寿命制限因子を検討するため、ピン平均燃焼度を140GWd/tまで延長した場合のCDFと外径増加を予測し、それぞれに対して暫定的に定めた制限値と比較した。その結果、燃焼度延長に伴い被覆管のスエリングが大きくなることにより、外径増加が制限値に達する時期がCDFよりも早期になることが示された。これより、オーステナイト鋼被覆管の燃料ピンの場合は、被覆管スエリングが大きくなるため、寿命はクリープ損傷よりも外径増加に事実上は支配されると考えられる。

論文

Irradiation performance of fast reactor MOX fuel assemblies irradiated to high burnups

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 水野 朋保

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(11), p.1183 - 1192, 2008/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:46.49(Nuclear Science & Technology)

Mixed oxide fuel assemblies (MFA-1 and MFA-2 assemblies) were used in irradiation tests conducted in the Fast Flux Test Facility to demonstrate the capability of fast reactor core fuels to attain high burnups and fast neutron fluences. The MFA-1 and MFA-2 assemblies achieved respective peak pellet burnups of 147 GWd/t and 162 GWd/t without any indication of fuel pin breaching. Structural components of these assemblies were made of modified Type 316 stainless steel and 15Cr-20Ni base advanced austenitic stainless steel. Post irradiation examinations of these assemblies revealed dimensional changes of fuel pins and assembly ducts due to irradiation-induced void swelling and irradiation creep, and fuel cladding local oval distortions due to bundle-duct interaction (BDI). The swelling resistance of 15Cr-20Ni base advanced austenitic stainless steel fuel pin cladding was almost the same as that of the modified Type 316 stainless steel cladding, while the assembly duct of the former material had slightly better swelling resistance compared with that of the duct of the latter material. Analyses of fuel pin bundle deformations indicated that these assemblies were likely to mitigate BDI mainly by fuel pin bowings and cladding oval distortions.

論文

Development of a FBR fuel bundle-duct interaction analysis code-BAMBOO; Analysis model and verification by Phenix high burn-up fuel subassemblies

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 鵜飼 重治; Michel Pelletie*

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(7), p.608 - 617, 2005/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.79(Nuclear Science & Technology)

バンドル-ダクト相互作用解析コード"BAMBOO"の解析機能に、燃料ピンにおける熱膨張およびスエリング歪みの周方向勾配に起因して生じる自己湾曲のモデルと、ディスパージョンと呼ばれるバンドル内のピン配列の乱れを解析するモデルを組み込んだ。これらのモデルの妥当性を、Phenixで照射された高燃焼度燃料集合体の照射後試験データを用いて検証した。

報告書

燃料集合体変形解析コードBAMBOOの高速化のための改良

伊藤 昌弘*; 上羽 智之

JNC-TN9400 2005-010, 72 Pages, 2005/04

JNC-TN9400-2005-010.pdf:3.54MB

燃料ピンバンドルの変形が生じた集合体の健全性評価を目的として、燃料集合体変形解析コードBAMBOOと熱流動解析コードASFRE-IVを結合し、これらの挙動の相互作用を評価できるようにするための連成機能の整備を行っている。この連成解析では、燃料ピンバンドルの変形と冷却材温度の変化に関して数値的な安定解を得るために収束計算を行うため、多くの解析時間を必要とする。このため、連成解析を効率的に行うために、BAMBOOコードを高速化するための改良を実施した。

報告書

燃料集合体変形解析コードBAMBOOと熱流動解析コードASFRE-IVによるバンドル変形・熱流動連成解析

伊藤 昌弘*; 今井 康友*; 上羽 智之; 大島 宏之

JNC-TN9400 2004-003, 40 Pages, 2004/03

JNC-TN9400-2004-003.pdf:0.83MB

変形が生じた高速炉燃料集合体の健全性評価に向けて、燃料集合体変形解析コードBAMBOOと熱流動解析コードASFREおよびその連成機能の整備を行っている。連成アルゴリズム構築とその検証の一環として、原子炉起動直後の状態を対象とした燃料ピンバンドルの変形と熱流動の連成解析を実施した。

報告書

バンドル変形解析コード"BAMBOO"と熱流力解析コード"ASFRE-IV"の連成解析のためのコード整備

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 大島 宏之; 今井 康友*

JNC-TN9400 2003-026, 132 Pages, 2003/04

JNC-TN9400-2003-026.pdf:6.16MB

高燃焼度化によって変形が生じたナトリウム冷却高速炉のワイヤースペーサ型燃料集合体の健全性評価を目的として、変形・熱流動シミュレーションシステムの開発を行っている。本件は、このシステム開発の一環として、燃料集合体変形解析コードBAMBOOと集合体内熱流動解析コードASFRE-IVの連成解析を可能とするためのコード整備を実施したものである。 BAMBOOについては、ASFRE-IV側から提供される冷却材温度分布データを読み込み、BAMBOO内での温度定義点に展開する機能を追加するとともに、変形の解析結果からASFRE-IVで使用する形状パラメータ群を算出する機能を加えた。一方、ASFRE-IVに関しては、サブチャンネルの変形形状模擬機能を組み込むとともに、解析結果である冷却材温度データをBAMBOO用に出力する機能、BAMBOOから提供される形状パラメータ読み込み機能を新たに追加した。機能追加・改良した2つのコードの機能検証として、169本燃料ピンバンドル体系を対象として連成解析を実施した。解析の結果、燃料ピンの変形および流路変形に伴う熱流動挙動変化に関して、物理的に妥当な解が得られることを確認した。

報告書

Conceptual design of ITER shielding blanket

佐藤 聡; 高津 英幸; 倉沢 利昌; 橋本 俊行*; 小泉 興一; 喜多村 和憲*; 伊藤 裕*; 小沢 義弘*; 多田 栄介; 中平 昌隆; et al.

JAERI-Tech 95-019, 129 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-019.pdf:3.27MB

本レポートは、国際共同設計チームとの密接な協力の下に、1994年の1年間に日本ホームチームが行った、ITER遮蔽ブランケット/第一壁の概念設計活動の成果を纏めたものである。本設計作業は、国際共同設計チームと日本ホームチームとの間で結ばれたITER1994年設計作業契約に基づいてなされた。高い表面熱流速、高い中性子壁負荷及びディスラプション時の電磁力の下で信頼性の高い遮蔽ブランケット/第一壁の設計を実現すると共に、信頼性の高い組立保守性を達成するために、本設計では、分離第一壁、モジュール構造を有する遮蔽ブランケット、分離後壁から成る層状構造の遮蔽ブランケットを提案した。本報告では、構造設計の概要、製作性や保守性の検討、及び熱機械、電磁構造解析の結果を報告する。

報告書

核融合実験炉(FER)重要技術課題の検討; 昭和59年度

沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.

JAERI-M 85-179, 454 Pages, 1986/01

JAERI-M-85-179.pdf:9.39MB

国の長期計画において、JT-60の次期装置として想定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の検討を進めてきたが、昭和59年度より新たに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の一部である。本報告書では、標準設計と並行して行った重要技術課題の検討結果を述べる。重要技術課題には次の項目が含まれる。(1)プラズマ、マグネット、電源に関するパラメータ・サーベイ。(2)トリチウム増殖ブランケットの検討。(3)完全定常核融合実験炉に関する検討。(4)その他。

報告書

準定常核融合実験炉(FER-Q)概念設計報告書,2; 昭和59年度標準設計

沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.

JAERI-M 85-178, 872 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-178.pdf:19.66MB

国の長期計画に於いて、JT-60の次期装置として設定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の倹討を進めてきたが、昭和59年度より新らたに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の一部である。本報告書では、標準設計である準定常核融合実験炉の加熱・竃流駆動系、プラズマ位置制御、電源系、計測系、ニュートロニクス、ブランケット・テスト・モジュール、分解修理、安全性等の設計結果について述べる。

報告書

準定常核融合実験炉(FER-Q)概念設計報告書,その1;昭和59年度標準設計

沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.

JAERI-M 85-177, 908 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-177.pdf:20.2MB

国の長期計画に於いて、JT-60の次期装置として想定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の検討を進めてきたが、昭和59年度より新たに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の一部である。本報告書では、標準設計である準定常核融合実験炉の炉心プラズマ、炉本体構造、炉心構造物、マグネットの設計結果について述べる。

報告書

昭和59年度核融合実験炉(FER)概念設計結果の要約

沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.

JAERI-M 85-176, 86 Pages, 1985/11

JAERI-M-85-176.pdf:2.19MB

国の長期計画に於いて、JT-60の次期装置として想定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の検討を進めてきたが、昭和59年度より新たに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の要約である。昭和59年度の検討は、炉の基本構想を決定する「予備検討」、これにより定められた枠内で幾つかの炉本体構造案を検討する「基本検討」、選択された主案について炉本体の設計を行う「設計検討」の手順で行った。本年度のFER設計のフレームは、(1)炉心プラズマ;自己点火条件達成。(2)運転シナリオ;準定常方式(RF電流駆動立上げ,OH電流維持及び再充電)による長時間パルス運転。(3)中性子フル工ンス;0.3MW・Y/m$$^{2}$$に減少。(4)ブランケット;しゃへい形の採用(トリチウム増殖テスト・モジュールにより工学的データを取得)。(5)マグネット;超電導方式。、である。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase IIA,Part 2; Chapter XI:Concept Evolution,Chapter XII:Design Concept,and Chapter XIII:Operation and Test Programme

苫米地 顕; 藤沢 登; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 関 昌弘; 本多 力*; 笠井 雅夫*; 沢田 芳夫*; 小林 武司*; 伊藤 裕*; et al.

JAERI-M 85-083, 403 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-083.pdf:8.66MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナル・レポートの第XI、XII、XIII章に相当するものである。本フューズでは、幾つかの重要技術課題の検討及び科学的、技術的データベースの評価を行った。その結果INTORの設計をアップグレードするための修正が必要となった。主要な修正点は、プラズマのべー夕値、運転シナリオ、炉寸法の縮少、中性子フルーエンス、トリチウム生産ブランケット、プラズマ位置制御コイルの組込みに関するものである。上記の章に於いて炉概念修正の経緯及び修正後の設計概要について述べる。

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