検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 39 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

X線イメージングを用いた球充填層内のボイド率分布計測

山本 誠士郎*; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

混相流, 37(1), p.79 - 85, 2023/03

In the safety study on a sodium-cooled fast reactor, it is assumed that the high temperature fuel debris are formed because of a core disruptive accident. During the cooling of the fuel debris, gas-liquid two-phase flow can be generated in the debris due to the coolant boiling. To improve the prediction accuracy of the flow characteristics, detailed measurement of the gas-liquid two-phase flow in the debris bed is required. In this study, gas-liquid two-phase flow in a quasi-two-dimensional sphere-packed bed, which simulates the debris bed, is visualized by using X-ray imaging. The experimental results show that the local void fraction increases near the splitting section in the packed bed and decreases near the coalescence section.

論文

Measurements of pressure drop and void fraction of air-water two-phase flow in a sphere-packed bed

山本 誠士郎*; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 4 Pages, 2022/10

To develop a microscopic pressure drop prediction model based on detailed measurement data of gas liquid two-phase flow, the pressure drop was measured in the vertical upward gas-liquid two-phase flow formed in quasi-2D test section. The measurement results showed that the pressure drop in the quasi-2D test section was much smaller than that in the ordinal packed bed system, which suggests that the pressure drop mechanism in the quasi-2D test section could be different from that in the ordinal packed bed system due to differences in two-phase flow characteristics in the two systems. The void fraction distribution was also measured in the quasi-2D test section by the X-ray imaging technique, which revealed that there was a local distribution of the void fraction in the channel unit structure of the closest packed bed.

論文

Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

論文

ふげん及びもんじゅの廃止措置への取組みについて

伊藤 健司; 近藤 哲緒; 中村 保之; 松野 広樹; 長沖 吉弘; 佐久間 祐一

デコミッショニング技報, (63), p.1 - 26, 2022/05

新型転換炉原型炉ふげんは、平成20年2月に廃止措置計画の認可を受け廃止措置段階に移行した。高速増殖原型炉もんじゅは、平成30年3月に廃止措置計画の認可を受け廃止措置段階に移行した。平成30年4月に敦賀地区の廃止措置業務を統括する敦賀廃止措置実証本部を新設し、ユニークな2つの原子炉の廃止措置を安全かつ着実に進めている。本報告では、「ふげん」及び「もんじゅ」における廃止措置計画の概要及び廃止措置工事等の実施状況について紹介する。

論文

Two-phase flow structure in a particle bed packed in a confined channel

伊藤 大介*; 栗崎 達也*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.6430 - 6439, 2019/08

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故において、炉心に形成された燃料デブリの冷却は、燃料の炉容器内保持を達成する上での一つの重要な要素である。「インプレース冷却」と呼ばれるその冷却の性能を明らかにするためには、デブリベッドでの気液二相流の特性をよく把握することが必要である。ここで、デブリベッドは炉心の狭小流路中に形成され得るため、壁効果の影響を無視することができない。そのため、本研究では、粒子充填層で模擬したデブリベッド中の二相流への壁効果の影響を明らかにすることを目的とした。圧力損失を測定し従前のモデルによる結果と比較し、空隙率分布やボイド率分布をX線ラジオグラフィーで測定した。そして、圧力損失の評価モデルを修正し、それらのモデルの適用性について調査した。

論文

Effect of porosity distribution on two-phase pressure drop in a packed bed

栗崎 達也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時の炉心部での燃料デブリの冷却(インプレース冷却)における冷却性を評価するにあたっては、デブリベッド内の気液二相流の圧力損失の評価が重要な要素の一つである。その予測式としてはLipinskiモデルが提案されているものの、空隙率の空間分布が均一でない場合には予測精度が低下すると考えられる。そのため、空隙率分布が均一でない充填層での気液二相流の圧力損失を測定する実験を行い、流路断面を分割することにより圧力損失を評価するようLipinskiモデルを修正した。その結果、修正Lipinskiモデルは元のLipinskiモデルよりも良好に実験値を予測することを確認した。

論文

Estimation of porosity and void fraction profiles in a packed bed of spheres using X-ray radiography

伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 松場 賢一; 神山 健司

Nuclear Engineering and Design, 334, p.90 - 95, 2018/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:58.44(Nuclear Science & Technology)

多孔質媒体を通過する二相流を理解することは、軽水炉のみならずナトリウム冷却高速炉を対象としたシビアアクシデント解析コードを開発する上でも必要なことである。ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時には溶融燃料と冷却材が相互作用した結果として、多孔質状のデブリベッド内で気液二相流が形成されると考えられる。このような多孔質媒体中における二相流場の特性を明らかにするためには、局所的な空隙率とその分布を把握することが重要である。本研究では、X線ラジオグラフィを用いて球体充填層内における局所空隙率を測定するとともに、その径方向分布を評価し、従来の空隙率モデルと比較した。さらに、球体充填層内を通過する空気と水の二相流におけるボイド率の径方向分布を得た。

論文

Two-phase flow measurements in a simulated debris bed

伊藤 大介*; Rivera, M. N.*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

Two-phase flow through porous media must be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor (LWR) but also sodium-cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). To construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations. In addition, X-ray radiography, which is very helpful to understand the two-phase structure inside the porous media, was applied to measure porosity and void fraction distribution in the packed bed of spheres.

論文

Measurements of two-phase pressure drop in a simulated debris bed

Nava, M.*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/07

Two-phase flow through porous media should be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor but also sodium cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in single and two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). In addition, in order to construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations.

論文

Characteristics of pressure drop and void fraction in a simulated debris bed

伊藤 大介*; Nava, M.*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*

Proceedings of 2017 Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics (JUS 2017), 4 Pages, 2017/06

Two-phase flow through porous media should be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor but also sodium-cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). In addition, to construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations.

報告書

HTTRにおけるガス圧縮機のシールオイル漏れに関る改善

小山 直*; 濱本 真平; 金城 紀幸*; 根本 隆弘; 関田 健司; 磯崎 実; 江森 恒一; 伊藤 芳輝*; 山本 秀雄*; 太田 幸丸; et al.

JAEA-Technology 2007-047, 40 Pages, 2007/08

JAEA-Technology-2007-047.pdf:18.83MB

日本原子力研究開発機構が所有する高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉補助施設に設置しているガス圧縮機は、一般的な往復圧縮機を採用しているが、冷却材漏洩防止等の観点から複雑なロッドシール機構を有している。これまでの運転結果より、ガス圧縮機のロッドシール機構は、シールオイル漏れを頻発しており、長期連続運転における信頼性に問題があった。調査の結果、シールオイル漏れの原因は、おもにシール材の限界摺動特性を超えた範囲で使用したため、シール材リップが摩耗・変形し、シール機能が維持できないことにあった。そこで、代替シール材の選定,工場試験装置を用いた耐久性評価試験,実機を用いた実証試験を通して、長期連続運転に耐え得るシール材の見通しを得た。

論文

A Development of Three-Dimensional seismic isolation for advanced reactor systems in Japan, 2

高橋 健司*; 井上 和彦; 加藤 朝郎*; 伊藤 啓; 藤田 隆史*

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.3371 - 3380, 2006/03

高速炉プラントの設計・建設コストの低減と信頼性の向上を目的として、原子炉建屋全体を対象とする「建屋全体3次元免震技術」、および、建屋は水平免震とし、原子炉周りの重要機器に対して上下方向免震が可能な「機器上下免震技術の開発」を平成12年度から実施している。その開発計画,免震システムへの要求条件をまとめ、開発を実施した装置候補の概要,装置の選定,確証試験計画と試験成果,さらに装置の実プラントへの適用性について発表する。

論文

発電用新型炉へ適用する3次元免震システムの研究; 開発計画の検討,5

高橋 健司; 加藤 朝郎*; 伊藤 啓; 伏見 実*; 藤田 隆史*; 井上 和彦*

Dynamics and Design Conference 2005(D&D 2005)講演論文集(CD-ROM), 6 Pages, 2005/09

高速炉プラントの設計・建設コストの低減と信頼性の向上を目的として、3次元免震技術の研究を行った。原子炉建屋全体を対象とする「建屋全体3次元免震技術」、および、建屋は水平免震とし重要機器に対して上下方向免震が可能な「機器上下免震技術」があり、両者いついて、開発概要,要求条件をまとめ、選定した免震装置の装置の確証試験計画と試験成果、さらに装置の実プラントへの適用について述べている。

論文

Development of three-dimensional seismic isolation technology for next generation nuclear power plant applications

高橋 健司; 井上 和彦; 伊藤 啓; 藤田 隆史*

Proceedings of 2005 ASME/JSME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2005), 8 Pages, 2005/07

高速炉プラントの設計・建設コストの低減と信頼性の向上を目的として、原子炉建屋全体を対象とする「建屋全体3次元免震技術」、および、建屋は水平免震とし、原子炉周りの重要機器に対して上下方向免震が可能な「機器上下免震技術の開発」を平成12年度から実施しており、その開発計画、免震システムへの要求条件をまとめ、開発を実施した装置候補の概要,装置の選定,確証試験計画と試験成果,さらに装置の実プラントへの適用について発表する。

論文

Replacement of the drain system of secondary circuit MONJU plant

伊藤 健司

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00

高速増殖原型炉もんじゅのナトリウム漏えい対策改造工事の一環で、ドレン時間の短縮およびナトリウム漏えいの抑制を図ることを目的として、2次補助冷却設備の改善(ドレン配管の大口径化、ドレン弁の多重化等)を実施する計画である。本件において、その改善内容および工事方法について報告する。

論文

Fabrication and assembly of full-scale sector models for ITER vacuum vessel

小泉 興一; 中平 昌隆; 岡 潔; 伊藤 裕*; 高橋 弘行*; 多田 栄介; 伊尾木 公裕*; Johnson, G.*; 小野塚 正紀*; Y.Utin*; et al.

Fusion Technology, 34(3), p.586 - 590, 1998/11

原研は、ITERの7大工学R&Dの1つとして95年から進めてきたITER実規模真空容器セクタモデルの製作を97年9月に完了した。実機の18度分に相当する9度ずつの実寸大モデル2つを異なる製作法を用いて製作し、溶接歪みを最小に抑える溶接方式と組立方式の採用によって$$pm$$3mm以下の高い製作精度を達成した。製作完了後、原研内の試験架台にモデルを据え付け、現地溶接にてポート中央面で分割された2つのモデルと接続する組立作業を進めてきたが、本作業も本年5月末に完了した。組立試験は実機の初期組立を模擬した手順で行われたが、ガイドレール上に設置した複数台の自動溶接機で対称にD型断面を溶接するなどの方法により断面内及び溶接部の変形の均一化を図り、D型断面の変形量を3mm以内に抑えた。本件では、実規模セクタモデルの製作と組立試験によって得られた技術成果について報告を行う。

論文

Fabrication of full-scale sector model for ITER vacuum vessel

小泉 興一; 中平 昌隆; 伊藤 裕*; 高橋 弘行*; 多田 栄介; 伊尾木 公裕*; Johnson, G.*; 小野塚 正紀*; Y.Utin*; Sonnazzaro, G.*; et al.

Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.933 - 936, 1998/00

ITERの7大工学R&Dの1つとして、95年から我が国が製作を進めていたITER真空容器実規模セクタモデルは、当初の予定通り本年9月に製作を完了した。実機の1/20セクタに対応するセクタモデルは、ポート中央面で分割された2個の9度セクタから成り、候補案である2つの異なる製作法、溶接法を用いて製作されたが、2つのセクタモデル(A及びB)は、平均で$$pm$$3mm、最大でも$$pm$$6mmの製作寸法精度を満足した。製作の完了した2個の9度セクタ(A及びB)は、9月末に試験サイトである東海研究所(HENDEL棟)に搬入され現地溶接試験の準備作業が開始された。本報告は、真空容器実規模セクタモデルの製作によって得られた主要成果と、現在の進行状況の詳細を報告するためのものである。

報告書

ナトリウム化合物付着による補助冷却設備空気冷却器伝熱管材料健全性確認試験報告書

福田 敬則*; 大嶋 巌*; 大田 裕之; 村山 志郎*; 中村 武則*; 伊藤 健司

PNC TJ2164 97-004, 38 Pages, 1997/10

PNC-TJ2164-97-004.pdf:3.34MB

None

口頭

高速炉用水素化物中性子吸収材の開発,8; 高速実験炉「常陽」を用いた照射試験計画の概要と中間報告

伊藤 和寛; 山本 雅也; 前田 宏治; 赤坂 尚昭; 原田 晃男; 小無 健司*

no journal, , 

「水素化物中性子吸収材を用いた革新的高速炉炉心に関する研究開発」の一環として、高速実験炉「常陽」を用いた水素化物中性子吸収材及び水素透過防止用コーティングを施した被覆管材料の照射試験を実施した。本報告では、照射試験計画の概要とこれまでに得られた結果を速報する。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅの設備健全性確認,2; 2次主冷却系ナトリウム漏えい対策確認試験

鬼沢 卓広; 伊藤 健司; 尾崎 俊之

no journal, , 

もんじゅ2次系では、ナトリウム漏えい時、漏えいを早期に終息させ、ナトリウム燃焼等による設備への影響をより一層抑制するための改造工事を行った。これらの改造として、ドレン配管の増設,ドレン配管の大口径化,緊急ドレンの一括操作化等を行った。2次主冷却系ナトリウム漏えい対策確認試験では、これらの機能・性能等を確認した。

39 件中 1件目~20件目を表示