検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 72 件中 1件目~20件目を表示

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

A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。

論文

Development of core hot spot evaluation method of a loop type fast reactor equipped with natural circulation decay heat removal system

堂田 哲広; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*

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

日本の先進高速炉の設計では自然循環による崩壊熱除去系が採用されている。燃料ピンの健全性評価のため、自然循環崩壊熱除去時における炉心最高温度評価手法を開発した。本手法では、自然循環時の特徴的な熱流動現象を考慮できるプラント動特性モデルを用いて安全解析を実施するとともに、不確かさを統計的に定量化して炉心最高温度を評価する。本評価手法とナトリウム冷却高速炉の外部電源喪失事象へ適用した結果について報告する。

論文

An Experimental study on natural circulation decay heat removal system for a loop type fast reactor

小野 綾子; 上出 英樹; 小林 順; 堂田 哲広; 渡辺 収*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1385 - 1396, 2016/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.25(Nuclear Science & Technology)

自然循環方式崩壊熱除去系は全電源喪失時の高速炉における受動的安全性として重要である。日本で設計がすすめられているループ型高速炉の崩壊熱除去系は、DRACSおよびPRACSより構成される。自然循環状態のプラント内熱流動現象を把握することは信頼性の高い完全自然循環方式崩壊熱除去系を開発するために必要である。本研究では、プラントにおける自然循環を考慮した熱流動現象を理解するためにプラント過渡応答試験施設を用いたナトリウム試験を実施した。スクラム過渡を模擬したナトリウム試験はPRACSが自然循環条件でスムーズに起動すること、スクラム後に模擬炉心が安定に冷却されることを示した。さらに、ループの圧力損失係数を変化させた実験からは外乱事象に対するPRACSのロバスト性を示した。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of Japan Sodium-cooled Fast Reactor; Countermeasures for significant temperature fluctuation generation

小林 順; 江連 俊樹; 上出 英樹; 大山 一弘*; 渡辺 収*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

JSFRではコラム型の炉上部機構(UIS)が原子炉容器の上部プレナムに設置されている。UISの底部板(CIP)において燃料集合体からの高温ナトリウムが、制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合し、高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。我々は、制御棒集合体周辺における熱流動現象の把握やCIPにおける有意な温度変動の対策を得るために、原子炉上部プレナムモデルを使用した水流動試験を実施している。試験装置は原子炉上部プレナムの1/3スケールで60$$^{circ}$$セクタモデルである。実験によって、燃料集合体のハンドリングヘッドとCIP間の流体温度変動の特徴が計測され、流体の混合によって発生する有意な温度変動への対策が、ハンドリングヘッド出口からCIP下部表面との距離によって受ける影響について議論される。

論文

Sodium experiments on natural circulation decay heat removal and 3D simulation of plenum thermal hydraulics

上出 英樹; 小野 綾子; 木村 暢之; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13), Companion CD (CD-ROM), 11 Pages, 2015/04

自然循環による崩壊熱除去は長期の全電源喪失時など高速炉の安全性評価において重要な特性である。ここでは7集合体炉心モデルを有するナトリウム試験装置を用い、自然循環時の炉心部熱流動現象並びに崩壊熱除去系における自然循環特性を明らかにした。炉心部では集合体間ギャップ部を通る自然対流(インターラッパーフロー)の顕著な除熱効果を確認するとともに、長期崩壊熱除去における空気冷却器の低温条件下での自然循環特性を明らかにした。また、崩壊熱除去系熱交換器の自然循環時の3次元熱流動現象(温度成層化やバイパスフロー)について3次元解析手法の適用性を実験との比較により示した。

論文

Development of an evaluation methodology for the natural circulation decay heat removal system in a sodium cooled fast reactor

渡辺 収*; 大山 一弘*; 遠藤 淳二*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 上出 英樹; 村上 貴裕*; 江口 譲*

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(9), p.1102 - 1121, 2015/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:34.97(Nuclear Science & Technology)

自然循環崩壊熱除去系を採用した1500MW出力ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全性を確保するための自然循環評価手法を開発した。この評価手法は、炉心温度平坦化を考慮して炉心最高温度を評価できる1次元安全解析、1次系と崩壊熱除去系の局所的な流れや温度成層化を評価できる3次元流動解析、統計的安全評価手法から構成される。1次元及び3次元解析手法の妥当性をSFR1次冷却系の1/10スケール水試験と1次系及び崩壊熱除去系の1/7スケールナトリウム試験の結果を用いて確認し、1次元安全解析手法のSFR実機評価への適用性を乱流モデルが組込まれた3次元解析の結果との比較によって確認した。最後に、1次元安全解析手法を用いてSFR実機を対象とした統計的安全評価を実施した。

論文

Na冷却高速炉の建屋配置を対象とした3次元津波解析

早川 教*; 渡辺 収*; 伊藤 啓; 山本 智彦

日本機械学会論文集,B, 79(808), p.2645 - 2649, 2013/12

建屋に対する津波荷重評価において実用的に用いられる津波荷重算定式は、複雑な形状・配置の建屋に対しては適切な評価結果を与えない。本研究では、ナトリウム冷却高速炉プラント建屋に対する津波荷重を評価するため、Volume of Fluid法を用いた界面追跡を含む3次元数値解析を行う。まず、既往の津波実験が解析によって再現できることを確認し、その上で、津波の遡上から引き波までを対象とする3次元数値解析を実施し、プラント建屋周囲の流れ場や界面形状を評価する。

論文

Thermal-hydraulic studies on self actuated shutdown system for Japan Sodium-cooled Fast Reactor

萩原 裕之; 山田 由美*; 衛藤 将生*; 大山 一弘*; 渡辺 収*; 山野 秀将

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12

JSFR設計にキュリー点電磁石(CPEM)を用いた自動停止システム-受動的炉停止系(SASS)を選定した。CPEMを用い、燃料からの過剰な放出熱上昇を検知し制御棒を炉心に挿入し炉停止に至らせる。したがって、冷却材温度上昇に対するCPEMの反応速度を保証しSASSの実用性を立証することが重要である。本論文では、反応時間の短縮を確保するため、CPEMのある後備炉停止系を取り囲む6本の燃料集合体から流出する流量を「フローコレクター」という機器を考案した。

論文

Development of flow-induced vibration evaluation methodology based on unsteady fluid flow analysis for large diameter pipe with elbow in JSFR

早川 教*; 石倉 修一*; 渡辺 収*; 金子 哲也*; 山野 秀将; 田中 正暁

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12

本研究で開発した手法をJSFRのホットレグ配管を模擬した1/3縮尺試験の解析に適用し、計測された応力値と計算値を比較した。その結果、非定常流動解析により得られた圧力変動による応力の計算値は過小評価した。そのため、配管への圧力変動に関する予測精度の向上を試みた。

論文

Sodium experiment on fully natural circulation systems for decay heat removal in Japan Sodium-cooled Fast Reactor

小野 綾子; 小林 順; 上出 英樹; 渡辺 収*

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12

ナトリウム冷却型高速増殖炉(JSFR)では原子炉スクラム時に低温停止状態へ移行させるために中間熱交換器(IHX)上部プレナム内に設置された1次系共用型炉心冷却系(PRACS)の熱交換器(PHX)によって崩壊熱の除去を行う。PRACSを運用するにあたり設定除熱量の大きさや循環形態(強制循環/自然循環)は、PRACSに設置された空気冷却器(AC)の出口温度に直接影響し、続いてPHXの出入口温度へ影響を与える。また、ループ内の温度分布に影響を及ぼすため、電源喪失時の自然循環流量にも影響する。これらは、機器の熱負荷に対する健全性や、除熱性能そのものにかかわるため、十分にその挙動を把握する必要がある。本研究では、ナトリウム試験によって、PRACSの多様な運転方法による系統内の機器出入口の温度変動及び自然循環流量の発達過程に関する知見を得た。

論文

Global sensitivity analysis for core hot spot evaluation under natural circulation decay heat removal in sodium-cooled fast reactor

堂田 哲広; 上出 英樹; 大島 宏之; 渡辺 収*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-9) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/09

ナトリウム冷却高速実用炉(JSFR)で採用を検討している完全自然循環式炉心崩壊熱除去システムについて、これまでに保守性を考慮した決定論的評価をベースとする炉心高温点評価手法を開発してきたが、そのさらなる合理化及び安全評価の説明性の向上を目的に、統計的安全評価の考え方を導入する。本報では、その第1段階として、PIRT(重要度ランクテーブル)のプロセスに従って、JSFRの自然循環崩壊熱除去運転時の重要現象を抽出するとともに、それらの重要現象に関連する不確かさ因子について、外部電源喪失事象を対象としたグローバル感度解析を実施した結果を報告する。

論文

高速炉の自然循環崩壊熱除去運転時の重要度ランクテーブルの構築

堂田 哲広; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*

日本機械学会論文集,B, 78(787), p.465 - 467, 2012/03

ナトリウム冷却高速実用炉(JSFR)の自然循環崩壊熱除去運転時の炉心高温点(ホットスポット)のこれまでの評価手法は、保守性を考慮した決定論的評価をベースとしているため、そのさらなる合理化及び安全評価の説明性の向上を目的に、評価手法に統計的安全評価の考え方を導入する。その第1段階として、PIRT(重要度ランクテーブル)のプロセスに従って、JSFRの自然循環崩壊熱除去運転時の重要現象を抽出するとともに、それらの重要現象に関連する不確定要因について、外部電源喪失事象を対象として感度解析を実施した。その結果を報告する。

論文

Development of computational method for predicting vortex cavitation in the reactor vessel of JSFR

浜田 紀昭*; 椎名 孝次*; 藤又 和博*; 早川 教*; 渡辺 収*; 山野 秀将

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

Na冷却高速炉において、加速流れ中の液中渦により発生する可能性があるキャビテーションを予測するため、伸長渦理論に基づく液中渦予測手法を開発した。本手法をFBR実用炉の縮小モデル試験に適用し、キャビテーションの発生を予測できる見通しを得た。

論文

Conceptual design study of JSFR, 2; Reactor system

衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 岡村 茂樹*; 渡辺 収*; 大山 一弘*; 根岸 和生; 小竹 庄司*; 阪本 善彦; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

JSFRの設計においては、建設費の低減を目指して、原子炉容器径を小さく、炉内構造物を簡素にしている。原子炉容器径の低減は、先進的な燃料交換システムと運転中高温になる原子炉容器の概念を採用することで達成している。しかし、原子炉容器径の低減により、上部プレナム内の流速が増加し、流動場が厳しくなる。このため、カバーガスの巻き込みとホットレグ吸込口における液中渦によるキャビテーションの発生を抑制するため、上部プレナム流動場の最適化を実施した。加えて、設計地震荷重が増大し、かつ原子炉容器壁が上部プレナムの熱過渡に直接曝されることから、地震荷重と熱荷重に対する構造健全性を評価した。本論文は、これら原子炉構造の設計研究の特徴と結果について記載するものである。

論文

Development of flow-induced vibration evaluation methodology for large-diameter piping with elbow in Japan sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 田中 正暁; 木村 暢之; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*

Nuclear Engineering and Design, 241(11), p.4464 - 4475, 2011/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:24.46(Nuclear Science & Technology)

本論文では、JSFRの1次系配管の流力振動評価手法開発の現状について述べる。特に、その開発のアプローチ並びにショートエルボ配管内の非定常流動特性を調べる研究が記述される。実験研究については、ホットレグ配管の1/3縮尺と1/10縮尺の単一エルボ試験体及びコールドレグ配管の1/4縮尺と1/7縮尺の3段エルボ試験体を用いて実施された。1/3縮尺試験体を用いた最近の実験では、ホットレグ配管入口部での旋回流は配管の圧力変動にほとんど影響を与えないことを示した。解析研究では、U-RANSとLESで進めている。本論文では、U-RANSがホットレグ配管実験へ適用できることを示した。

論文

Sodium experiment on fully natural circulation systems for decay heat removal in Japan sodium-cooled fast reactor

上出 英樹; 小林 順; 小野 綾子; 木村 暢之; 渡辺 収*

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 16 Pages, 2011/09

ナトリウム冷却高速炉の実用化に向けて、完全自然循環方式崩壊熱除去システムに関する研究開発を進めている。本報告では、中間熱交換器に挿入する形式の崩壊熱除去系(PRACS)冷却器の伝熱特性並びにループの流動抵抗係数をパラメータとした自然循環過渡特性に関するナトリウム試験を実施した結果を示す。1次系並びに崩壊熱除去系の流動抵抗係数は、温度差と流量が補償し合うことで自然循環に与える影響が限定的となることを実験的に明らかにした。

論文

Development of core hot spot evaluation method for natural circulation decay heat removal in sodium cooled fast reactor

堂田 哲広; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*; 大久保 良幸*

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 13 Pages, 2011/09

ナトリウム冷却高速実用炉(JSFR)の崩壊熱除去系として完全自然循環式崩壊熱除去系が採用されている。完全自然循環システムの成立性を評価する目的で、定格運転状態から自然循環崩壊熱除去状態への移行時における炉心最高温度評価手法を開発した。本評価手法は、自然循環時に特徴的な物理現象である集合体間熱移行や集合体間及び集合体内の流量再配分効果を考慮するため、3ステップの熱流動解析で構成するものとした。また、3ステップ目の解析(サブチャンネル解析)は比較的計算負荷が大きいため、簡易評価モデルを開発し、その低減を図った。本評価手法を大型炉の外部電源喪失事象及び2次ナトリウム漏えい事故時の評価に適用した。

論文

高速炉の自然循環崩壊熱除去運転時の重要度ランクテーブルの構築

堂田 哲広; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*

第16回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.215 - 216, 2011/06

ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の自然循環崩壊熱除去運転時の炉心高温点(ホットスポット)評価としてこれまでに開発した評価手法は、保守性を考慮した決定論的評価をベースとしているため、そのさらなる合理化及び安全評価の説明性の向上を目的に、評価手法に統計的安全評価の考え方を導入する。その第1段階として、PIRT(重要度ランクテーブル)のプロセスに従って、JSFRの自然循環崩壊熱除去運転時の重要現象を抽出するとともに、それらの重要現象に関連する不確定要因について、外部電源喪失事象を対象とした感度解析を実施した結果を報告するものである。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of Japan Sodium-cooled fast reactor; Countermeasures for control rods and radial blanket assemblies

小林 順; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹; 渡辺 収*; 大山 一弘*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/05

革新的なループ型ナトリウム冷却高速炉であるJSFRの設計研究を、高速炉サイクル開発プロジェクト(FaCT)の枠組みで実施している。制御棒チャンネル及びブランケット集合体と燃料集合体との温度差は最大で100$$^{circ}$$C程度となり、炉心出口部における流体の混合による温度変動は、UIS下部において高サイクル熱疲労の原因となる。そこで、炉心及び上部プレナムの1/3スケール60$$^{circ}$$セクタモデル試験体を使用した水流動試験を実施し、低温流体付近の温度変動の特徴を把握するとともに、UIS下部における温度変動を緩和する方策の効果を確認した。

論文

Development of PIRT for fast reactor under natural circulation decay heat removal operations

堂田 哲広; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/05

ナトリウム冷却高速実用炉(JSFR)で採用を検討している完全自然循環式炉心崩壊熱除去システムについて、これまでに保守性を考慮した決定論的評価をベースとする炉心高温点評価手法を開発してきたが、そのさらなる合理化及び安全評価の説明性の向上を目的に、統計的安全評価の考え方を導入する。本報では、その第1段階として、米国NRCのCSAU手法で採用されているPIRT(重要度ランクテーブル)のプロセスに従って、JSFRの自然循環崩壊熱除去運転時の重要現象を抽出するとともに、それらの重要現象に関連する不確定要因について、外部電源喪失事象を対象とした感度解析を実施した結果を報告する。

72 件中 1件目~20件目を表示