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報告書

大型過渡事象シミュレーションコード用のポストプロセッサの製作法

吉川 信治

JAEA-Technology 2019-024, 22 Pages, 2020/03

JAEA-Technology-2019-024.pdf:1.76MB
JAEA-Technology-2019-024-appendix(CD-ROM).zip:73.55MB

複雑な現象のシミュレーションソフトウェアの結果は膨大なテキストファイルとして出力されることが多い。この場合、計算機内で再現されている現象の全体像をユーザーが把握することは困難である。本報告書は、軽水炉の過酷事故解析コードであるRELAP/SCDAPSIM、及びMELCORのテキスト出力ファイルを読み込んで、解析結果をユーザーが容易に把握できる情報を表示するポストプロセッサを製作する上で獲得したノウハウを、他分野のシミュレーションコードにも適用できるようまとめたものである。

報告書

福島第一原子力発電所3号機における蒸気及び水素の発生履歴逆算定解析

吉川 信治

JAEA-Research 2019-004, 32 Pages, 2019/09

JAEA-Research-2019-004.pdf:2.77MB

福島第一原子力発電所3号機の事故時に計測された圧力容器(RPV)及び格納容器(PCV)の圧力変化を再現する水蒸気と水素の発生履歴、及びRPVからの気相漏洩規模を、熱流力解析コードGOTHICを用いて逆算定した。解析した期間は、炉内の水位が燃料有効部頂部(TAF)に到達してから、原子炉自動減圧システム(ADS)が作動して圧力容器(RPV)圧力が減少し始めるまでである。3月13日6:30頃以降ADS作動までのRPVとPCVの圧力挙動からこの間RPVからPCVへの漏洩があったと考えられるが、この漏洩経路と漏洩面積を複数のシナリオについて評価したところ、漏洩面積は高々1cm$$^{2}$$程度と評価された。この面積は開状態のSRVの流路断面積に比べて大幅に小さく、ADS作動後の主な蒸気の流れはSRVから圧力抑制室(S/C)を経由したものであったと推定される。

論文

Trial visualization of fast reactor design knowledge

吉川 信治; 南 正樹*; 高橋 忠男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.709 - 714, 2011/04

高速増殖炉のような大規模なシステムの設計においては、ある仕様に関する決定が別の仕様選定に関する工学的判断の前提条件として引き渡される、という相互関係が重要であるが、保管されている技術資料は個別の工学的判断に関する知識を記載したものが主で相互関係についての記述は少ない。また、幾つかの仕様について検討はされたが見送られた選択肢があるが、その中には将来の技術開発等によって再び価値を獲得する可能性があるものがある。その仕様が採択された場合のシステムを仮想的に検討することは、将来のシステム設計における柔軟性の向上に資することが考えられる。このような検討においても、仕様間の相互関係に沿って他の仕様への影響を考慮することが重要である。本研究では個々の仕様選択に関する知識を仕様相互の関係に沿って表示することにより、設計問題の構造を可視化するソフトウェアを試作し、有効性の評価と課題の抽出を行った。

論文

Thermal-hydraulic analysis of MONJU upper plenum under 40% rated power operational condition

本多 慶; 大平 博昭; 素都 益武; 吉川 信治

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10

本研究では、FrontFlow/Redを用いて「もんじゅ」上部プレナムの詳細熱流動解析を行った。今回のモデルでは、極めて微細なメッシュ分割を行い、フローガイドチューブ,燃料取扱機構などを忠実に模擬した。また、対流項には1次風上差分、拡散項には2次中心差分を適用、乱流モデルにはRNG $$k$$-$$varepsilon$$モデルを適用した。解析の結果、UIS以外の上部プレナムに設置されている構造は温度,速度にあまり影響を与えないこと、今回の結果とUCS領域をポーラスモデルで解析した結果の特徴は類似した傾向を持つこと、そして集合体出口温度とUCS領域において測定される温度の差は比較的小さいことが示された。

報告書

Data description for coordinated research project on benchmark analyses of sodium natural convection in the upper plenum of the Monju reactor vessel under supervisory of Technical Working Group on Fast Reactors, International Atomic Energy Agency

吉川 信治; 南 正樹*

JAEA-Data/Code 2008-024, 28 Pages, 2009/01

JAEA-Data-Code-2008-024.pdf:5.83MB

「もんじゅ」において1995年に行われたプラントトリップ試験時に観測された、炉上部プレナム内のナトリウムの温度成層化の数値シミュレーションに必要な情報として、試験の概要,炉心上面から炉容器出口ノズルまでの炉上部プレナムの幾何形状,炉心上面のナトリウム流入境界条件をまとめた。

論文

Depositional records of plutonium and $$^{137}$$Cs released from Nagasaki atomic bomb in sediment of Nishiyama reservoir at Nagasaki

國分 陽子; 安田 健一郎; 間柄 正明; 宮本 ユタカ; 桜井 聡; 臼田 重和; 山崎 秀夫*; 吉川 周作*; 長岡 信治*; 三田村 宗樹*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 99(1), p.211 - 217, 2008/01

 被引用回数:14 パーセンタイル:61.67(Environmental Sciences)

長崎西山貯水池堆積物中の$$^{240}$$Pu/$$^{239}$$Pu比及び$$^{239+240}$$Pu, $$^{137}$$Cs濃度の深度分布を調べ、$$^{240}$$Pu/$$^{239}$$Pu比からプルトニウムの起源を推定し、長崎原爆爆発直後に堆積したプルトニウム及び$$^{137}$$Csを含む堆積物を特定した。またその堆積物の下層から長崎原爆に起因するフォールアウトの蓄積の証拠となる微粒炭も検出した。本報告は長崎原爆直後から現在に至るまで西山貯水池堆積物に蓄積した長崎原爆由来のプルトニウム及び$$^{137}$$Csの全容を核実験由来の成分と区別して初めて明らかにしたものであり、今後のプルトニウムの長期環境挙動解析の指標となる。

論文

Structure of air-water two-phase flow in helically coiled tubes

村井 祐一*; 吉川 信治; 戸田 信一*; 石川 正明*; 山本 富士夫*

Nuclear Engineering and Design, 236(1), p.94 - 106, 2006/01

 被引用回数:44 パーセンタイル:4.52(Nuclear Science & Technology)

ヘリカルコイル伝熱管内の気液二相流挙動を従来より機構的に把握するための取り組みとして、透明なガラス製のヘリカルコイル内の空気と水の混相流を高速度カメラで撮影し、遠心力や管の曲率による二次流れによって直管内の二相流とどのような違いが生じるかを観察した。その結果、液相に作用する遠心力の影響によって直管に比してバブル流の領域が減少すること、曲率の大きな管では圧力変動周波数スペクトルが複数のピークを有すること、重力に対して遠心力が大きな場合には液相が管内のコイル中心から見た外側を主に流れるため、気相の流速が気液合成流速よりも遅くなる場合があることなどが確認された。

論文

高速炉の開発,「もんじゅ」から次世代炉へ; 日本混相流学会に寄せて

吉川 信治

日本混相流学会年会講演会2005講演論文集, p.311 - 312, 2005/08

高速炉は、21世紀を超えてエネルギーと環境問題を整合的に解決する手段と期待されている。高速炉を実用化するために様々な分野の努力が払われている。本報は主に「もんじゅ」で蓄積された技術的知識を次世代の高速炉へ継承するために行われている取組について論じ、特に設計問題の構造分析に焦点を当てる。現象論的な知識の重要性についても、高速炉における混相流の例を挙げながら言及する。

論文

Backlight imaging tomography for gas-liquid two-phase flow in a helically coiled tube

村井 祐一*; 大岩 浩司; 佐々木 敏男*; 近藤 勝彦; 吉川 信治; 山本 富士夫*

Measurement Science and Technology, 16(7), p.1459 - 1468, 2005/07

 被引用回数:18 パーセンタイル:26.34(Engineering, Multidisciplinary)

ヘリカルコイル管内の空気-水二相流をバックライトを用いて断層撮影し、相分布と相関の干渉を明らかにした。内径20mmの管でみかけ流速6m/sまでの条件で測定を行った。遠心力の流況への影響が顕著なスラグ流を集中的に撮影した。互いに異なる角度で管外側に設置された6枚の鏡を用いて二相の構造を可視化した。線形後退投射アルゴリズムを用いて時間軸を加えた映像を生成して相分布を構築した。この断層撮影によって、高流速条件下での壁面被覆効果などの、ヘリカル管の新しい特徴をいくつか示すことができた。

報告書

FBRプラントエンジニアリングシステムの開発

南 正樹*; 坂田 英明; 吉川 信治; 山田 文昭

JNC-TN4410 2005-001, 123 Pages, 2005/03

JNC-TN4410-2005-001.pdf:6.81MB

将来の多様な高速炉プラントの概念設計を支援することを目的として、「もんじゅ」の設計手法をベースとした、FBRプラントエンジニアリングシステムの開発を進めている。これまでに本システムは、「もんじゅ」の予備設計から概念設計までの設計手法を対象に、炉心燃料及び主冷却系の基本的な設計仕様を評価することができる「FBRプラント概念検討システム」と、設計仕様の相互の関係が複雑かつ設計手順が必ずしも明らとなっていない設計に対して、マトリクス処理とグラフ理論を適用して設計支援する「先進的設計支援ツール」をパソコン上に開発した。本システム開発の主な成果は以下の通り。(1)「もんじゅ」の予備設計から概念設計段階で検討した基本的かつ主要な設計仕様の選定の経緯及び根拠を調査し、概念設計支援を行なうために必要な設計手法を集約した。(2)電気出力や主蒸気条件などの基本的な要件から、炉心燃料及び主冷却系の基本的な設計仕様の評価を行う、FBRプラント概念検討システムをパソコン上に開発した。(3)FBRプラント概念検討システムを用いて、「もんじゆ」の仕様値が模擬できることを確認した。また、「もんじゅ」以外のFBRプラントについて設計仕様値の試計算を行い、FBRプラント概念設計支援に適用できる見通しを得た。(4)マトリクス処理とグラフ理論を適用した先進的設計支援機能は、膨大な設計仕様の相互の関係を整理し、複雑な設計手順を効率良く把握する方法として有効であることを明らかにした。

論文

CT-Base visualization of gas-liquid two-phase flow in helically coiled tubes

大岩 浩司; 村井 祐一*; 佐々木 俊男*; 吉川 信治; 山本 富士夫*

Proceedings of 4th World Congress on Industrial Process Tomography, Vol.1, p.428 - 433, 2005/00

減り駆るコイル管内気液二相流を画像解析する6方向バックライトCT解析システムを構築した。実験結果より、コイルの遠心力によって生じる二次流れによって気体スラグ上壁部において重力に反して壁面を被う液膜の層が生じていることがわかった。また、この層は気液の流量から計算される見かけの平均速度が速い条件で現れることが明らかになった。

論文

Power Generation with Fe2 VAI modules using Sodium Heat Source

吉川 信治; 玉山 清志; 鈴木 亮輔*; 近藤 恒機*; 仲井 智至*; 戸田 信一*

The 23rd International Conference on Termoelectric, 0 Pages, 2004/12

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報告書

蒸発器ヘリカルコイル内気液二相流の多次元解析

村井 祐一*; 山本 富士夫*; 石川 正明*; 酒井 康丞*; 大岩 浩司*; 戸田 信一; 吉川 信治; 玉山 清志

JNC-TY4400 2003-006, 75 Pages, 2003/06

JNC-TY4400-2003-006.pdf:12.95MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」では、蒸発器と過熱器においてヘリカルコイル形伝熱管が利用される。ヘリカルコイル形伝熱管は、U形伝熱管に比べ構造的にコンパクトで、かつ、流動の急曲折部をもたないため流力振動の発生要因が少ないという利点を持つ。一方、ヘリカルコイル形では、その経路によって内部二相流に対する定常的な遠心力の大きさに分布がある。また、複数の伝熱ループが曲率半径と距離の異なる経路を通り、それらが同じ圧力差で駆動される点で、並列流路管での動特性に位相差を生じうる。これらの現象については、伝熱および圧力損失の多次元的特性を考慮した詳細な解析を進め、より高い性能安定性を保証するよう検討しなければならない。本研究では、ヘリカルコイル内二相流の可視化・画像解析システムを構築し、これらの課題解決に資するものとする。本研究の成果は以下にまとめられる。ヘリカルコイル流路実験装置を製作し、可視化実験による流動様式マップの作成、ならびにステレオ画像処理による界面構造の抽出を試みた。また、気泡流における数値シミュレーションを遂行した。以上の研究より、以下のことが分かった。

報告書

もんじゅ蒸発器内部熱流動解析用MSGコードの改良; 水・蒸気側逆流解析機能の追加およびポスト処理機能の強化

戸田 信一; 吉川 信治; 渡辺 収*; 岸田 雅子*; 桶谷 和浩*

JNC-TN4400 2003-005, 106 Pages, 2003/05

JNC-TN4400-2003-005.pdf:3.82MB

もんじゅ蒸発器内部熱流動解析用MSGコードMSGに対して、水・蒸気側モデルの逆流解析機能、および、ポスト処理にアニメーション機能をそれぞれ追加改良・整備した。具体的には、ヘリカルコイル型伝熱管内の水・蒸気側モデルにおける各分割ノードに圧力点を持たせることにより、局所的な逆流についても解析可能なように改良した。また、圧力計算点の増加に伴い実用的な計算時間で処理可能なようにマトリクスソルバーについても合わせて改良した。これは、圧力、エンタルピーを同時に解く必要があるが、ブロック・ヤコビ法を適用することにより、マトリクスに優対角性をもたせ緩和法を用いて効率よく処理することを可能としたものである。試計算として、定常取得計算を手動トリップ時のSGブローダウン解析を行い、改良したMSGコードの計算機能を確認するとともに、解析結果をまとめた。 また、ポスト処理としてSG胴側ナトリウム温度分布の時系列変化をアニメーション化する機能を追加した。これは、特に過渡変化時における全体的な熱流動挙動の把握に効果的であり、今後の解析処理能力・効率の向上に役立てることができる。

論文

Validation of the MSG (Multi-dimensional Thermal-hydraulics Analysis Code for Steam Generators) for CFD Modelling of Sodium Heated Steam Generators

Metz, P.; 吉川 信治

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(12), p.1126 - 1132, 2001/12

もんじゅ蒸発器の熱流動解析コードMSGに対して、各種の試験データを用いた検証、および動特性コードSUPER COPDの計算結果との比較を実施した。その結果MSGの方が良い結果が得られた。

報告書

運転員のメンタルモデル獲得システムの開発(2) - 正常時/異常時結合手法の研究 -

来村 徳信*; 吉川 信治; 池田 満*; 溝口 理一郎*

JNC-TY9400 99-006, 48 Pages, 1999/03

JNC-TY9400-99-006.pdf:1.72MB

本報告書は、原子力プラントで生じる不具合についての知識を計算機上に記述する手法の開発について述べる。原子力プラントの安全性、信頼性を維持・向上するためには、運転員や保守員が広範な事象に対して対処能力を有することが望ましいが、その事象全てを教育訓練過程で経験させることは不可能である。しかし、プラントで起こりうることを理解するための、設計仕様や一般的な物理法則に対する知識形成を支援できれば、初めて遭遇する事象に対しても、それらの知識を組み合わせて、原因の同定や適切な対応操作を判断できる能力が高まると考えられる。原子力プラントで発生すると考えられる異常の多くは、補助的な系にその影響が限られるような、制御室からは観測されないような小さな不具合が発端となり、それが進展して主要系統のプロセスパラメータの変位に至ると考えられる。補助的な系での小さな不具合においては、潤滑油ラインの閉塞が摩擦増大による軸受けの過熱、変質に至る、というような局所的で不可逆な過程を経るものが多い。一方、主要系統での影響の伝播は、たとえば摩擦増大がポンプの回転数減少、冷却材循環流量減少、更には原子炉出口温度上昇に至るように大局的で可逆な経緯を示すものが多い。本報告書は、局所的で不可逆な過程を対象として、運転員や保守員の理解を支援するための知識を記述するための手法開発について述べる。

報告書

運転員のプラント知識モデルの可視化に関する研究(共同研究報告書)

菅野 太郎*; 吉川 信治; 古田 一雄*

JNC-TY9400 99-004, 36 Pages, 1999/03

JNC-TY9400-99-004.pdf:2.27MB

原子力プラントは非常に複雑な上にその運転に対して極端に高い安全性を要求される。運転員の教育訓練過程に起こりうる全てのシナリオを含むことが不可能であるため、運転員が想定外事象に対するナレッジベース(KB)行動を可能にするようなプラントへの理解を醸成することが望ましい。このような理解を支援するためのソフトウェア構築技術の開発を目的として、運転員のプラント知識モデルの研究を進めている。本報告では運転員知識モデルとして、構成、因果、目標、状態の4空間で構成される包括的運転員知識モデルを提案した。この知識モデルの妥当性を検証するとともに、計算機上にモデル化した運転員の知識モデル、およびこれを用いたKB行動における思考プロセスを視覚的に表示することによって、プラント理解支援システムを試作し、KB行動能力向上のための教育訓練支援法としての可能性を検討した。

報告書

原子力用人工知能における技術動向調査

須田 一則; 米川 強; 吉川 信治; 長谷川 信

JNC-TN9420 99-003, 157 Pages, 1999/03

JNC-TN9420-99-003.pdf:4.83MB

本調査では、自律型プラントのための分散協調知能化システム開発および原子力施設における知的活動支援の方策に関する研究に資することを目的に、原子力人工知能の技術動向調査として・ 技術動向・ 産業界での導入および応用例・ ニーズ・ 社会的受容性の項目に関する調査を実施した。人工知能応用システム開発の動機付けは、ニーズと技術の両者から発生するものであり、お互いが補間しあいなされていく。その技術の有用性、実用性が認められ、自然に社会へ受け入れられて行くためには、人工知能技術に対する社会的受容性についての課題を解決する必要がある。

報告書

診断における方式の多様化検討

須田 一則; 米川 強; 吉川 信治; 長谷川 信

JNC-TN9400 99-054, 27 Pages, 1999/03

JNC-TN9400-99-054.pdf:0.8MB

現在、原子力プラントの運転・保守における安全性や信頼性の向上を図るため、様々な研究が行なわれている。これらの研究の一環として、本研究では既存のプラントにおいて運転員や保守員が果たしていた役割を代替しうる人工知能を用いた知的運転制御システムの概念構築を進めてきた。特に、異常時における運転員への支援システムとしては、従来からエキスパートシステム等を用いた異常診断モジュールが開発検証されてきたが、異常時の原子力プラントの挙動を完全にモデル化することは不可能のため、異常事象や診断範囲を限定して信頼性を保証するものである。本報告では、複数の診断モジュールで得られた診断結果を情報処理技術を用いて診断の範囲や性能の統合化を図る多様化手法を検討し、その有効性を検証してきた。診断における方式の多様化の検討課題として、1.使用する入力情報の信頼性、2.使用するモデル、アルゴリズム及び推論方法の多様性、3.相互補完やロバスト性、を挙げることができる。FBRプラントシミュレータを用いて、異なる手法を用いた診断モジュールの試験及び評価を実施し、多様化においての有効性を検討した。その結果、診断モジュール単体では対象範囲の全てを正確に診断できないが、方式の多様化による診断では、検証した全ての異常を正確に診断可能であることを確認した。すなわち、診断を多様化することで想定内の異常事象および一部の想定外の異常事象に対し有効であることを明らかにした。

報告書

分散協調型計算によるプラントシミュレーション手法の検討

米川 強; 吉川 信治; 瀬谷 義一*

JNC-TN9400 99-053, 38 Pages, 1999/03

JNC-TN9400-99-053.pdf:0.9MB

原子力プラントに代表される、複雑で大規模な流体循環システムの設計、評価に不可欠な非定常流動計算シミュレーションを、従来のような行列計算を用いないで行うアルゴリズムを考案した。このアルゴリズムを高速炉の2次主冷却系構成を対象に検証した。その結果、流体計算に収束計算を用いることによる計算量の増加は、熱交換器に代表される機器モジュールの温度計算量に比べて十分小さく、このアルゴリズムの利点である流路ネットワーク構造の動的変化への対応等の特徴を損なわないことを確認した。本手法により、プラントの全体モデル、特に流路の破断や隔離のように、境界条件の構造そのものが不連続に変化する現象を模擬できるモデルを容易に構築でき、シミュレーションの柔軟性を向上させられる可能性がある。

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