検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Study on the discharge behavior of molten-core through the control rod guide tube in the core disruptive accident of SFR

加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

炉心崩壊事故における溶融炉心の原子炉内収束を確実にすることを目指し、溶融炉心の即発臨界超過に伴う大規模なエネルギー発生を防ぐために、制御棒案内管(CRGT)を通じた溶融炉心物質の炉外排出が検討されている。CRGTを高圧プレナム接続にすることを検討した場合、ナトリウム流量調整機構のようなCRGT内部の構造体は炉心領域からの溶融炉心物質の排出を阻害し得る。これらの背景に基づき、CRGTを通じた溶融炉心物質の排出挙動を明らかにすることを課題の1つに取り上げたカザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)との共同研究「EAGLE-3計画」が開始された。ナトリウム流量調整機構の破壊に関するその周囲のナトリウム冷却効果について検討するため、NNC-RKが所掌する炉外試験装置においてナトリウムと燃料模擬物質である溶融アルミナを使用した試験が実施された。本試験結果は、溶融アルミナの流入初期段階においてボイド領域の発達が排出経路から液相ナトリウムを排斥し、これに伴ってナトリウム流量調整機構の周囲におけるナトリウム冷却効果を排除したことを示した。結果として、早期のナトリウム流量調整機構の破壊と大規模な溶融アルミナの流出が生じた。

報告書

「もんじゅ」炉心管理に用いる3次元拡散燃焼計算コードHIZERの整備

加藤 慎也; 下本 善彦; 加藤 優子; 北野 彰洋

JAEA-Technology 2014-043, 36 Pages, 2015/02

JAEA-Technology-2014-043.pdf:8.94MB

炉心管理運用コードシステム(以下、「炉心管理システム」という)は、原子炉の管理・運用に必要なデータ管理、解析実行、編集作業を一元的に制御することで業務の効率化を図ることを目的としたシステムである。炉心管理システムは、入力定数作成、核熱特性解析、放射線解析、炉心健全評価、炉心運用解析の5つのモジュールシステムから構成される。これらのうち、核熱特性解析モジュールシステムには、専用に開発した3次元拡散燃焼計算コードHIZER(以下、「HIZER」という)が組み込まれている。HIZERにより、「もんじゅ」の設計仕様、運用計画に特化した核特性解析が可能となり、「もんじゅ」炉心に対して高精度かつ高効率な核特性評価を実施することが可能となっている。本レポートではHIZERの計算方法及びHIZERの計算値の妥当性確認について述べる。

口頭

再処理用材料の腐食による劣化とその機構,4; ホット環境におけるジルコニウム製機器の環境助長割れ確認試験

沼田 正美; 加藤 千明; 本岡 隆文; 遠藤 慎也; 喜多川 勇; 木崎 實; 山本 正弘; 木内 清

no journal, , 

核燃料再処理施設の機器のうち、燃料溶解槽等のジルコニウム製機器について、使用済み燃料溶解液における環境助長割れに関する検討を行い、コールド模擬液の妥当性を検証した。また、実機に近い環境を模擬するためにCo$$^{60}$$を用いた$$gamma$$線照射を用いて放射線の影響を検討した。その結果、コールド模擬液の妥当性を確認し、放射線による環境助長割れの加速が生じないことを明らかにした。

口頭

Investigation of crack initiation behavior using pre-irradiated austenitic stainless steel at JMTR

塚田 隆; 宇賀地 弘和; 加治 芳行; 三輪 幸夫; 中野 純一; 松井 義典; 遠藤 慎也; 加藤 佳明; 永田 暢秋*; 堂崎 浩二*; et al.

no journal, , 

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、近年軽水炉の炉内構造材の健全性・信頼性にかかわる重要な検討課題とされている。このため、JMTR炉内における照射下IASCC発生試験を、あらかじめ5$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$又は1$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$まで予備照射した試験片を用いて、沸騰水型軽水炉(BWR)の炉内を模擬する環境において実施した。照射材の炉内試験及び炉外試験の結果から、今回試験を行った条件の場合には、炉内における中性子/$$gamma$$線照射と応力/水環境の作用が重畳することの著しい影響は見いだされなかった。炉内照射下試験片の表面に微少な割れが観察され、その形態からそれらはSCCの発生であると見なせることを、炉外試験の結果から考察した。

口頭

「もんじゅ」原子炉容器室内空間線量率の測定・評価

加藤 慎也; 加藤 優子; 北野 彰洋; 上山 正彦*; 福地 郁夫*

no journal, , 

「もんじゅ」の原子炉容器(RV)室内における空間線量率の評価のため、ガラス線量計による測定及びMCNPに基づく解析を実施した。MCNPを用いたRV室内の空間線量分布の評価及び実測値と解析評価値の比較を行った。その結果、RV室内の線量分布を得るとともに、MCNPを用いた解析手法の保守性及び妥当性を確認した。

口頭

「もんじゅ」タギング法破損燃料検出装置の性能確認,3; タグガス組成模擬ガスによるFFDL性能確認

加藤 慎也; 諸橋 裕子; 武藤 啓太郎

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅのタギング法破損燃料検出装置(FFDL)の性能確認のため、タグガス組成の模擬ガスを製作し、被疑燃料同定精度の確認を行う。

口頭

高速炉の炉心損傷事故における溶融炉心物質の再配置挙動に関する試験研究

加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司

no journal, , 

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における現象把握及び影響因子の抽出を目的として、カザフスタン共和国国立原子力センターの協力の下、EAGLE(Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities)-3プロジェクトに取り組んでいる。EAGLE-3プロジェクトの着目課題のうち、制御棒案内管からの炉心溶融物質流出プロセスに着目して実施した炉外試験の結果を紹介する。

口頭

高速炉の炉心損傷事故における溶融炉心物質の制御棒案内管を通じた流出挙動に関する試験研究

加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Zuev, V.*; Ganovichev, D.*; Baklanov, V.*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時における溶融炉心物質の制御棒案内管(CRGT)を通じた炉心領域からの流出挙動に係る現象把握のため、CRGTを模擬したダクト状構造体に模擬溶融炉心物質(溶融アルミナ)を投入する炉外試験を実施し、試験データの分析を行った。

8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1