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論文

Validation and applicability of reactor core modeling in a plant dynamics code during station blackout

森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04

長期全交流電源喪失(SBO)のようなシビアアクシデントに対する安全対策は、高速増殖原型炉であるもんじゅにおいても求められており、その検討のためにプラント動特性解析コードの妥当性確認が必要である。これまでに自然循環時に重要な現象となる集合体間熱移行及び炉心冷却材の流量再配分を考慮するために、原子炉全集合体モデルが開発され、試験施設やプラントで実施された自然循環試験に基づき、妥当性確認が実施された。本研究では、もんじゅにおけるSBOの評価を合理的に行うために、同モデルをもんじゅの炉心解析モデルに適用し、熱出力40%タービントリップ試験の解析を実施した。試験結果をよく模擬できており、同モデルの圧力損失モデルが妥当であることを確認した。また、同モデルを用いてSBOの解析を実施した結果、集合体間熱移行及び流量再配分の効果によって集合体出口ナトリウム温度のバラツキが小さくなり、均一な温度となることを確認した。炉心冷却材の最高温度を合理的に評価するためには、両現象を集合体毎に適切にモデル化する必要があり、同モデルの有用性を確認した。

論文

Analysis of natural circulation tests in the experimental fast reactor JOYO

鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08

安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。

論文

An Investigation of thermal-hydraulics behavior of MONJU reactor upper plenum under 40%-rated steady state

本多 慶; 大平 博昭; 森 健郎

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12

2008年から2012年にかけてIAEA/Monju-CRPにて「もんじゅ」炉上部プレナムの3次元熱流動解析が行われたが、どの参加国も解析と実機の熱電対プラグの温度が合わなかった。そのため、本研究では、入口条件を見直し、再解析を行った。その結果、解析と実機の熱電対プラグの温度が良い一致を見た。集合体出口の上部に整流管と温度計が取り付けられているが、その温度計位置における温度の解析結果と入口境界条件として与えた温度が一致した。また、解析と実機の温度計位置における温度を比較すると比較的一致しており、集合体出口上部に取り付けられた温度計の温度が、集合体出口の温度とみなせることが示された。これらの結果より、入口条件が妥当であることが示された。

論文

Multidimensional thermal-hydraulic analysis on natural circulation behavior in ex-vessel fuel storage tank of MONJU

大野 純; 森 健郎; 素都 益武; 大平 博昭

Proceedings of ASME 2013 International Mechanical Engineering Congress and Exposition (IMECE 2013) (DVD-ROM), 9 Pages, 2013/11

これまで「もんじゅ」の炉外燃料貯蔵槽(EVST)の過酷事故評価は1次元のフローネットワークコードSuper-COPDを用いて行われてきた。しかしEVST内の流体は自然循環によって駆動するため、過酷事故時の内部熱流動を正確に予想することは難しい。そこでEVST内部の熱流動挙動を明らかにし、フローネットワークモデルの適合性を評価するために多次元熱流動解析を実施した。この結果、EVST内の温度及び速度分布に関する多次元性の影響は小さく、上記のフローネットワークモデルの適合性はおおむね十分であることが示された。ただしフローネットワークモデルの回転ラック支持板の流動抵抗や冷却管の伝熱中心高さは、安全解析に対しては適切な範囲で保守的に設定する必要がある。

論文

Plant dynamics evaluation of a MONJU ex-vessel fuel storage system during a station blackout

森 健郎; 素都 益武; 本多 慶; 鈴木 悟志*; 大平 博昭

Journal of Energy and Power Engineering, 7(9), p.1644 - 1655, 2013/09

高速増殖炉「もんじゅ」には、おもに貯蔵槽と冷却系から成る炉外燃料貯蔵設備を有している。独立した3ループであり、最終ヒートシンクは大気である。通常は、貯蔵槽は自然循環、冷却系は電磁ポンプによる2ループの強制循環で運転しており、崩壊熱が大きい場合には送風機を運転して崩壊熱を大気に放出する。全交流電源が喪失した場合は、冷却系の電磁ポンプ及び送風機が停止する。本研究では、全交流電源喪失が発生した場合の使用済燃料及び設備の健全性の評価を実施した。熱交換器及び空気冷却器の設置高さのずれとナトリウムの密度差によって、自然循環が発生することを確認した。自然循環冷却のループ数が2ループの場合であっても、貯蔵槽内のナトリウムの温度は約450$$^{circ}$$Cまでの上昇に留まり、使用済燃料及び設備の健全性は維持されることを評価した。本評価により、全交流電源喪失時の崩壊熱除去に必要なループ数及びナトリウムの温度挙動を明らかにした。

報告書

「常陽」MK-III性能試験; 原子炉冷却材温度制御系の制御特性試験関係

伊藤 敬輔; 川原 啓孝; 森 健郎; 城 隆久; 有吉 昌彦; 礒崎 和則

JNC-TN9410 2005-008, 267 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-008.pdf:108.4MB

MK-Ⅲ冷却系を安定に制御できる制御定数の確認、及びプラントへ実際に外乱を印加した場合の安定性の確認を行うため、原子炉冷却材温度制御系の制御特性試験を実施した。本制御特性試験は、M系列試験、主冷却器出口温度変化応答試験及び制御棒小引抜・挿入応答試験の3項目で構成している。試験の結果、冷却材温度制御系の主送風機ベーン開度制御範囲におけるPI定数は、比例ゲイン0.36$$sim$$1.12(MK-Ⅱの約1/2)、積分定数80秒が最適であることが確認できた。このPI定数に対する制御系のゲイン余裕は7$$sim$$19dBであった。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase IIA; Chapter V:RF Heating and Current Drive

宮本 健郎*; 杉原 正芳; 木村 晴行; 松本 宏; 小田島 和男; 今井 剛; 福山 淳*; 岡本 正雄*; 永島 孝; 山本 巧; et al.

JAERI-M 82-172, 97 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-172.pdf:1.77MB

このレポートはIAEA INTORフェーズIIAワークショップに対する国内の検討報告書の第V章に相当するものである。高周波加熱の物理検討として、イオンサイクロトロン周波数帯および低ハイブリッド周波数帯を用いた自己点火に至る主加熱、低ハイブリッド周波数帯を用いた炉心起動補助と電流駆動に重点を置いた。さらに、これらのシステムの概念設計を行なった。

口頭

プルトニウム同位体組成変動を踏まえた「もんじゅ」過渡時燃料温度評価,2; 実効遅発中性子割合に関する影響評価

山田 文昭; 森 健郎; 宮川 明; 此村 守

no journal, , 

「もんじゅ」炉心燃料のプルトニウム同位体組成変動等を踏まえた実効遅発中性子割合の変動について、これがプラントの過渡変化時における燃料等の最高温度に及ぼす影響を評価した。

口頭

プルトニウム同位体組成変動を踏まえた「もんじゅ」過渡時燃料温度評価,1; 反応度係数に関する影響評価

森 健郎; 山田 文昭; 宮川 明; 此村 守

no journal, , 

「もんじゅ」炉心燃料のプルトニウム同位体組成変動等を考慮した反応度係数を用いて、これがプラントの過渡変化時における燃料温度変化に及ぼす影響を評価した。

口頭

「もんじゅ」プラント動特性解析コードの開発,1; 開発計画

山田 文昭; 木村 浩一; 城 隆久; 森 健郎; 森薗 孝次; 玉山 清志; 宮川 明

no journal, , 

「もんじゅ」プラント全系の過渡応答を解析するSuper-COPDコードと水・蒸気系の過渡応答を解析するFanpsyコードについて、試運転再開後に予定される性能試験に基づき、開発したコードの検証計画を明らかにした。

口頭

「もんじゅ」プラント動特性解析コードの開発,3; 40%出力試運転結果によるSuper-COPDコードの検証

森 健郎; 荒木 浩介*; 加藤 満也*; 高野 雅仁*

no journal, , 

「もんじゅ」プラント動特性解析コードSuper-COPDについて、改良解析モデルと実機特性データを主冷却系全体に組込み、出力40%時のプラントトリップ及びプラント制御系制御特性の試験結果から、解析の妥当性を検証した。

口頭

「もんじゅ」原子炉上部プレナムモデルの熱流動解析

本多 慶; 森 健郎; 素都 益武; 大平 博昭

no journal, , 

IAEA/Monju-CRPにおいて「もんじゅ」原子炉上部プレナムの熱流動解析が行われたが、各国の解析結果から得られた知見として、入口境界条件を適切に定める必要があることが分かった。本研究では、炉上部プレナムの構造物の形状を忠実に模擬したモデルを用いて、入口境界条件を見直して、3次元熱流動解析をStar-CCM+を用いて行った。入口境界条件としては、温度分布として40%電気出力時の解析値を用い、流量として40%電気出力時の実機流量と設計流量の2通りについて行った。乱流モデルにはSST k-$$omega$$モデルを、対流項には2次風上差分法を用いた。その結果、熱電対プラグ位置での温度分布に実機と解析で5$$^{circ}$$C程度の差が生じた。また、構造物は温度分布に大きな影響を与えないこと、流量は温度分布に大きな影響を与えないことが示唆された。

口頭

自然循環挙動に着目した「もんじゅ」空気冷却器の解析モデルの改良

森 健郎; 素都 益武; 大平 博昭

no journal, , 

もんじゅにおいて全交流電源喪失が発生した場合、ポンプや送風機の動力源が無くなるため、崩壊熱除去は自然循環に期待した冷却のみで行う。自然循環は、強制循環とは異なり、循環ヘッドは小さくかつ流路方向の流体の温度分布によって駆動力が決定されるため、流路の圧力損失特性は重要な因子となる。もんじゅにおいて、原子炉冷却系や炉外燃料貯蔵設備の最終ヒートシンクは空気冷却器であり、空気冷却器の圧力損失特性は、系統の温度に大きな影響を及ぼす。そこで本研究では、プラント動特性解析コードSuper-COPDの空気冷却器の空気側の解析モデルをベースにして、自然循環を解析対象とした場合に留意すべき物理量等を実機の状態を踏まえて把握・整理すると共に、その整理に基づき空気側の解析モデルを改良した。改良した解析モデルにて試験を再現した結果、試験値とほぼ一致することを確認した。相関式を積み上げて計算した圧力損失が試験結果とほぼ一致したこと、また、相関式の適用範囲が自然循環時の高温及び低流量に対応していることから、全交流電源の解析に適用可能である。

口頭

「常陽」自然循環試験を用いた動特性解析コードSuper-COPDの検証

鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 檜山 智之; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭

no journal, , 

高速実験炉「常陽」で行われた自然循環試験データを用いて、1次元動特性解析コードSuper-COPDの炉心部分を詳細な全集合体熱流動計算モジュールに置き換え、全体モデルを組み込んだコードの検証を行い、自然循環時における炉心及び冷却系統の熱流動挙動が定量的に評価できることを確認する。

口頭

高速炉の除熱機能喪失防止に関する検討,2; 自然循環冷却の有効性

山田 文昭; 森 健郎

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の設計基準事故を超える除熱機能喪失の一つである主冷却系の強制循環機能喪失時に想定される多様な冷却材循環流路形態について、プラント動特性解析から自然循環による炉心冷却が有効である見通しを得た。

口頭

高速炉の除熱機能喪失防止に関する検討,4; 代替崩壊熱除去の有効性

吉村 一夫; 相澤 康介; 市川 健太; 森 健郎; 山田 文昭

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の設計基準事故を超える除熱機能喪失を確実に防止するため、主冷却系自然循環又は原子炉容器液位確保策に失敗した場合にも炉心冷却に対応できる独立の対策として、代替崩壊熱除去手段について検討し、プラント動特性解析により炉心冷却性の観点から有効である見通しを得た。

口頭

高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討,5; 崩壊熱除去機能喪失事象評価に用いる原子炉解析モデル

森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆

no journal, , 

高速炉における崩壊熱除去機能喪失時の炉心損傷防止対策であるナトリウム自然循環冷却の有効性を評価するために、炉心の全集合体毎の自然循環冷却挙動を解析する解析モデルについて、もんじゅの実機試験結果を用いて妥当性の確認を行い、崩壊熱除去機能喪失事象への適用性を確認した。

口頭

「もんじゅ」の廃止措置段階における安全性について,2; 燃料健全性に関わる保守的評価

森 健郎; 素都 益武; 今泉 悠也; 吉村 一夫; 深野 義隆

no journal, , 

廃止措置段階における熱的影響評価として燃料健全性を評価した。本報では、廃止措置段階での燃料の取扱いについて整理し、炉心、炉外燃料貯蔵槽、燃料池及び燃料集合体の移送中の各段階における燃料健全性に関わる保守的評価の結果を示す。

口頭

高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討,6; 原子炉停止機能喪失事象を想定した炉心の著しい損傷防止対策の有効性評価

今泉 悠也; 山田 文昭; 西村 正弘; 森 健郎; 深野 義隆

no journal, , 

高速炉におけるATWSの内、原子炉の定格運転中に炉心流量を喪失するLOF、制御棒の誤引抜がなされるとするTOP、除熱源を喪失するLOHRS型事象のそれぞれについて、系統間機能依存性、余裕時間、設備容量、代表性の観点から、重要事故シーケンスを選定し、原子炉トリップ信号の一つの発信に失敗するものの、他の原子炉トリップ信号の発信により原子炉停止されるケースを対象に解析を行った。その結果、いずれのケースも炉心損傷の判断基準を下回り、炉心損傷を防止できることが明らかになった。

口頭

高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討,8; 運転停止中の燃料損傷防止対策の有効性評価

西村 正弘; 吉村 一夫; 谷中 裕; 山田 文昭; 森 健郎; 西野 裕之; 深野 義隆

no journal, , 

高速炉における特徴等を踏まえ、前報で原子炉運転停止時の「反応度の誤投入」「原子炉容器液位確保機能喪失」「崩壊熱除去機能喪失」「全交流電源喪失」の重要事故シーケンスが選定された。本報告では、これらの重要事故シーケンスについて、選定された燃料損傷防止対策の有効性を評価した。

口頭

高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討,9; 使用済燃料の著しい損傷防止対策の有効性評価

森 健郎; 谷中 裕; 栗坂 健一; 山田 文昭; 西村 正弘; 深野 義隆

no journal, , 

使用済燃料の貯蔵設備について、高速炉の設備の特徴を踏まえ、使用済燃料の著しい損傷に至るおそれのある重要事故シーケンスの選定を行い、それに対応する燃料損傷防止対策の有効性を評価した。

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