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論文

Event sequence analysis of core disruptive accident in a metal-fueled sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 飛田 吉春; 久保 重信; 植田 伸幸*

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11

本研究では、金属燃料ナトリウム冷却高速炉における反応度推移と溶融燃料再配置を調べるため、大型炉を対象として炉心損傷事故の事象推移解析を実施した。流量減少時スクラム失敗事故で開始される起因過程解析はCANISコードで実施され、それは出力ピークが小さいことを示した。その解析結果を初期条件として、SIMMER-IIIコードを全炉心規模解析に適用し、反応度推移と溶融燃料再配置を含む事象推移を明らかにすることとした。その結果、全炉心解析での再臨界は非常にマイルドなエネルギー放出となる結果を得た。金属燃料炉心でマイルドなエネルギー放出となるのは金属燃料の比熱が小さいことと即発的な負のフィードバック反応度メカニズムが大きく作用するためである。

報告書

金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究(4),(5)及び(6); 2009-2012年度共同研究報告書

植松 眞理 マリアンヌ; 杉野 和輝; 川島 克之; 岡野 靖; 山路 哲史; 永沼 正行; 大木 繁夫; 大久保 努; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; et al.

JAEA-Research 2012-041, 126 Pages, 2013/02

JAEA-Research-2012-041.pdf:16.49MB

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比べ重金属密度が高く中性子経済が良好である。こうした特徴を活かし、燃料仕様やナトリウムボイド反応度及びバンドル部圧力損失などの炉心設計条件を柔軟に持たせることで、高燃焼度化、増殖比の向上、燃料インベントリの低減などを目指した炉心設計が可能である。また、米国では実炉の装荷燃料として使用してきた経験が豊富であり、その実用性が実証されてきていることから、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)のなかで、MOX燃料炉心に続く副概念として概念検討が実施されている。一方、金属燃料サイクルの実用化に向けては、金属燃料の高温・高燃焼度条件における照射試験やマイナーアクチニド・希土類含有燃料の物性などのデータ拡充や、金属燃料炉心特有の安全特性の確認、過渡時解析手法の信頼性向上などの課題が残されている。本報では平成21年度から平成24年度に実施した日本原子力研究開発機構と電力中央研究所による共同研究「金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究」の結果について報告する。

報告書

金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究,3; 2007-2008年度共同研究報告書

岡野 靖; 小林 登*; 小川 隆; 大木 繁夫; 永沼 正行; 大久保 努; 水野 朋保; 尾形 孝成*; 植田 伸幸*; 西村 聡*

JAEA-Research 2009-025, 105 Pages, 2009/10

JAEA-Research-2009-025.pdf:10.45MB

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比較して、重金属密度が高く、そのため中性子スペクトルが硬く、中性子経済が良好であるという特性を持っている。これらの特性を活かした金属燃料炉心の設計を目指し、金属燃料仕様を幅広く検討し、ナトリウムボイド反応度や炉心圧損などの設計条件を柔軟に持たせて、高増殖,コンパクト,低インベントリ,低ボイド反応度などの種々の炉心概念を検討することを目的として、電力中央研究所と日本原子力研究開発機構との共同研究「金属燃料高速炉の炉心燃料設計に関する研究(3)」を平成19年度$$sim$$平成20年度にかけて実施することとなった。本報では本共同研究の成果として、(1)金属燃料仕様の設計範囲に関する検討,(2)高増殖炉心の設計検討,(3)高速増殖炉サイクル実用化研究で設計された金属燃料炉心の安全性に関する検討について実施した結果を示す。

論文

Development of the 4S and related technologies, 7; Summary of the FCA XXIII experiment analyses towards evaluation of prediction accuracies for the 4S core characteristics

植田 伸幸*; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 竹田 敏一*; 北田 孝典*; 名内 泰志*; 木下 泉*; 松村 哲夫*

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9493_1 - 9493_9, 2009/05

燃料無交換ナトリウム冷却小型高速炉(4S炉)の模擬実験として高速炉臨界実験装置(FCA)において取得した反射体反応度価値,ナトリウムボイド反応度価値等の主要核特性データに対して実験解析を実施した。確率論的手法として連続エネルギーモンテカルロコードMVP及び決定論的手法としてSn輸送コードDANTSYSを用いた解析はともに、臨界性,反射体反応度価値,ナトリウムボイド反応度価値等の実験結果をよく再現することを確認した。

報告書

Examination on small-sized cogeneration HTGR for developing countries

坂場 成昭; 橘 幸男; 島川 聡司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; Yan, X.; 村上 知行; 大橋 一孝; 中川 繁昭; 後藤 実; et al.

JAEA-Technology 2008-019, 57 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-019.pdf:8.59MB

安全性に優れ、発電のみならず水素製造,地域暖房等に利用できる小型コジェネレーション高温ガス炉は、送電網等のインフラが整備されていない発展途上国に最適な原子炉の一つと考えられている。そこで、発展途上国で建設することを想定した小型コジェネレーション高温ガス炉HTR50Cについて検討した。HTR50Cプラントの仕様,機器構成等を決定し、経済性評価を行った結果、小型軽水炉と経済的に競合できることがわかった。

論文

Verification of the plant dynamics analytical code CERES using the results of the plant trip test of the prototype fast breeder reactor MONJU

西 義久*; 植田 伸幸*; 木下 泉*; 宮川 明; 加藤 満也*

Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 10 Pages, 2006/07

CERESは、電中研で開発されたプラント動特性解析コードである。CERESは、1次元ネットワークコードとしての機能に加え、プレナムの多次元流動を解くことができる。1995年12月に実施された高速増殖原型炉「もんじゅ」のトリップ試験を用いて、CERESの検証を実施した。本研究はJAEAと電中研の共同研究として実施した。(1)1次,2次及び補助冷却系にわたる解析(R/V内プレナムはR-Z2次元でモデル化),(2)R/V内プレナムの熱流動挙動に着目した解析(R/V内プレナムは3次元でモデル化),(3)IHX内プレナムの熱流動挙動に着目した解析(IHX内プレナムは3次元でモデル化)。解析の結果、CERESの結果は試験結果との良い一致を示し、CERESの基本的能力を確認することができた。また、「もんじゅ」のプレナム内の特徴的な流動特性を明らかにすることができた。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」過渡試験を対象としたプラント動特性解析コードCERESの検証-定常運転ならびに原子炉トリップ運転に対する検証-

西 義久*; 植田 伸幸*; 木下 泉*; 宮川 明; 加藤 満也*

JNC-TY2400 2005-001, 66 Pages, 2005/06

JNC-TY2400-2005-001.pdf:7.59MB

高速増殖炉(FBR)において、原子炉容器(R/V)内冷却材の多次元熱流動は、プラント過渡時の温度変化に影響を与える。電力中央研究所は、FBRの機器や構造の健全性評価に影響するプラント過渡時温度変化を精度よく評価するために、従来から用いられている1次元システム動特性コードに多次元熱流動解析機能を付け加えたFBR用プラント動特性解析コードCERESを開発している。CERESコードが、プラント動特性解析コードとして実プラントの評価に使えることを示すために、平成7年12月に実施された高速増殖原型炉「もんじゅ」の40%出力からの原子炉トリップ試験を対象に、CERESコードの検証解析を実施した。また、本作業は核燃料サイクル開発機構所有のSuper-COPDの解析結果と比較しながら実施した。主な成果は以下である。R/V内プレナムを2次元でモデル化し、冷却系全体を対象に解析を行った結果、1次・2次冷却システム出入口温度および補助冷却システム出入口温度の測定値と良い一致が確認できた。R/V内流動に着目した3次元解析を行った結果、プレナム内鉛直方向温度分布の測定値とのよい一致が確認できた。また、過渡における温度変化挙動についても、試験結果と良く一致した。中間熱交換器(IHX)1次プレナムに関して3次元解析を行った結果、熱流動上の特徴を明らかにすることができた。これらにより、CERESコードのFBRプラント動特性解析コードとしての基本的な能力を確認することができた。

報告書

ナトリウム冷却炉の再臨界回避方策に関する検討; 平成15年度報告

久保 重信; 飛田 吉春; 川田 賢一; 小野田 雄一; 佐藤 一憲; 神山 健司; 植田 伸幸*; 藤田 哲史; 丹羽 元

JNC-TN9400 2004-041, 135 Pages, 2004/07

JNC-TN9400-2004-041.pdf:17.3MB

実用化戦略調査研究フェーズ2において、平成15年度に実施したナトリウム冷却炉の再臨界回避方策に関する検討結果を示す。ナトリウム冷却大型炉及び中型炉について、炉心燃料設計及びプラント設計との整合性に配慮しつつ、再臨界回避方策として有望な概念を構築することを目的とし、これらの炉心を対象とした炉心流量減少時炉停止失敗事象の炉内終息性に関する諸検討を実施して以下の結果を得た。遷移過程での燃料流出促進策として提案されているABLE概念の有効性について解析評価を実施した結果、ラッパ管溶融に先行した燃料流出が実現できない見通しであることが分かった。一方、FAIDUS概念については、燃料流出見通しはあるものの、炉心性能等への影響が大きいことから、改良概念を提示し予備的な評価によりその性能見通しを示した。原子炉容器底部で多量の燃料の保持冷却を確保するための課題を軽減する観点から、炉心部での事故後の損傷炉心物質の保持・冷却が重要であり、ナトリウムのもつ高い冷却能力を考慮した評価を今後定量化していくことによって炉内終息が達成できる可能性があることを示した。 FAIDUS及びABLEを対象とした現時点までの解析評価による情報等に基づいて、今後検討が必要となる可能性のある試験課題とその実施方法を例示した。金属燃料炉心については、出口温度を550$$^{circ}C$$、ボイド反応度を8ドル以下とした中型炉を対象とした起因過程解析を実施し、即発臨界には至らずマイルドに推移する結果を得た。起因過程末期から遷移過程にかけての挙動については不確かさが大きいが再臨界が回避される可能性が示されると共に、仮に遷移過程で燃料プールが形成される状況を想定しても、MOX燃料と比較して緩慢な推移を示すことが示された。

報告書

崩壊熱除去系除熱性能評価に関する研究

大島 宏之; 堺 公明; 山口 彰; 植田 伸幸*; 西 義久*; 木下 泉*

JNC-TY9400 2001-020, 161 Pages, 2001/07

JNC-TY9400-2001-020.pdf:4.96MB

実用化戦略調査研究PhaseIの一環として、電力中央研究所と共同で各種炉型における崩壊熱除去性能評価を実施した。ここでは、Phase-Iで概念設計が進められている原子炉システムを対象とし、最適な崩壊熱除去システム構築に必要な崩壊熱除去特性や各種設計・運転パラメータの影響感度を把握することを目的として、解析手法の整備およびプラント動特性解析を行った。本報告書は平成12年度の成果をまとめたものである。 ナトリウム冷却炉や重金属冷却炉に関しては、液体金属という観点からこれまでに蓄積されてきた知見をベースに、概念設計が進められている炉型の解析評価が可能となるよう、プラント動特性解析コードの改良・整備を実施した。また、これらを用いて予備解析を行い、コードの妥当性を確認するとともに定性的なプラント過渡挙動を把握した。 崩壊熱除去系システムの1つである炉壁冷却システム(RVACS)についても、S-PRISMの設計を例としてスクラム過渡解析及び設計パラメータ感度解析を実施した。これより、RVACS単独で除熱成功基準を十分に満たせること、除熱性能向上には、放熱面積の拡大、炉容器-ガードベッセル間伝熱の促進、空気側熱熱伝達の向上が重要であることなどが判明した。また、合理的な範囲と考えられる原子炉容器形状で、RVACS単独でホットプレナム最高温度を650度C以下に保持できる出力上限は、電気出力55万KWe前後と推定された。 ガス冷却炉については、動特性解析手法を整備するとともに、EGBR設計案を対象に自然循環崩壊熱除去能力は十分であるが、減圧事故時等の熱過渡特性を解析により把握した。原子炉トリップ時の自然循環崩壊熱除去能力は十分であるが、減圧事故の重ね合わせでは炉容器内圧力を数気圧以上に確保しない限り除熱困難であること、減圧事故時過渡変化においては1次ピーク被覆管温度を抑えることがポイントであることなどが判明した。また、パラメータ感度解析により、流量半減時間、伝熱中心差、崩壊熱除去系起動時間などの感度は、本解析の想定範囲内ではあまり高くないことが示された。

報告書

多様な冷却系システムの熱流動評価

大島 宏之; 堺 公明; 永田 武光; 山口 彰; 西 義久*; 植田 伸幸*; 木下 泉*

JNC-TN9400 2000-077, 223 Pages, 1999/05

JNC-TN9400-2000-077.pdf:6.24MB

実用化戦略調査研究PhaseIの一環として、各種炉型における崩壊熱除去性能評価、炉心・燃料体熱流動評価、および伝熱流動相関式の調査を実施している。本報告書はこれらについて平成11年度の成果をまとめたものである。崩壊熱除去性能評価については電力中央研究所との共同研究として実施し、プラント動特性解析によりナトリウム冷却炉炉壁冷却系(RVACS)の除熱性能に対する各種設計パラメータの影響を把握するとともに、除熱限界の予備評価によりその適用上限を電気出力50万$$sim$$60万kW程度と推定した。また、ガス冷却炉および重金属冷却炉(鉛、鉛-ビスマス)用の動特性解析手法の整備を行うとともに、仮想プラントを対象として予備解析を実施し、定性的な過渡特性を把握した。さらに各プラントの自然循環力比較のための無次元数を導出した。炉心・燃料体熱流動評価においては、重金属冷却炉やガス冷却炉のピン型燃料集合体、ヘリウムガス冷却炉の被覆粒子燃料体、ダクトレス炉心に対応する熱流動解析手法の整備を行った。また、予備解析として、鉛冷却炉とナトリウム冷却炉の燃料集合体内熱流力特性の比較、炭酸ガス・ヘリウムガス冷却炉の燃料体内熱流力特性の把握、およびナトリウム冷却炉における内部ダクト付燃料集合体内熱流力特性の把握を行った。伝熱流動相関式の調査では、ガス冷却炉、重金属冷却炉に対して、主に炉心・燃料体の熱流動評価の際に必要となる圧力損失相関式や熱伝達相関式を、文献をベースに調査、比較検討を実施し、信頼性と利用しやすさの観点から層流領域から乱流領域までをカバーできる相関式群を推奨した。また、同時に詳細設計への適用には信頼性が不十分と思われるものを、今後データを充足すべき課題として摘出した。

報告書

高速炉ドジメトリー手法に関する研究

関口 晃*; 中沢 正治*; 谷口 武俊*; 植田 伸幸*

PNC-TJ960 84-01, 56 Pages, 1984/01

PNC-TJ960-84-01.pdf:1.38MB

本研究報告書は、動力炉核燃料開発事業団の受託研究(昭和57、58年度)を中心にして、高速実験炉「常陽」の炉内中性子ドシメトリーの確立を目標にして行なった研究・調査結果の成果報告書である。高速実験炉「常陽」はMARK-I炉心からMARK-II炉心100MW運転への移行も無事終了し、今後は主として燃料・材料の照射試験に供される予定になっており、この様な照射研究に対応する高速中性子ドシメトリー技術の確立を目標にしたものである。本研究は、東京大学・工学部の弥生炉におけるドシメトリー研究を発展させる形で、既に5年間、常陽担当部門の方々と強力して継続してきているものであり、アンフォールディングコード・NEUPACはその開発成果であった。これを用いて、日米の高速炉ドシメトリーに関する技術的な相互比較研究が常陽とBER-IIを対象にPNC-DOE/HEDLの間で成功裏に実施された。今回は、これらの経験を基に、より利用し易いコードにするための入出力部の改良及びドシメトリー断面積の整備を実施し、NEUPAC-83としてまとめたものである。又、新しいドシメトリー法としては、長半減期且低エネルギーに闘値を有する93Nb(n,n`)93mNbドシメトリー研究状況及びDamageモニターについての調査研究を行なった。これらは、現在研究段階にあると言え一部国外にて先行的に実用化されているので、常陽においても実用研究を開始することが望ましいと考えられるものである。なお、HAFM(Helium Accumul-ation Fluence Monitor)のレビューについては、別途、行なう予定にしているが、これも材料照射実験のドシメトリーに極めて有効と考えられるので今後の実用化研究が期待される。

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