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論文

Behavior of entrainment droplet formed by high velocity air jet flow in stagnant water

赤羽 正彰*; 堀木 幸代*; 刑部 真弘*; 小泉 安郎; 内堀 昭寛; 大野 修司; 大島 宏之

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時において、隣接伝熱管ウェステージの主な要因となる高速気体噴流中の液滴挙動を実験から調査した。実験では、水中に高圧空気を噴出させ、噴流中にエントレインされた液滴を高速度カメラにより可視化するとともに、撮影画像を処理することにより液滴速度の計測を行った。可視化画像より、噴流界面からフィラメント状に液体が巻き込まれて液滴が発生する様子を確認した。液滴速度の計測から、噴流軸方向成分の速度は空気噴出速度の上昇とともに増大する挙動や液滴が発生した後噴流により加速される挙動を示すデータを得ることができ、隣接伝熱管ウェステージに関する現象解明及び評価手法の検証に有用な知見を得た。

論文

ハニカム構造体を含む水平流体層の熱伝達特性

村田 秀男; 刑部 真弘*

日本機械学会論文集,B, 58(550), p.1912 - 1917, 1992/06

水平流体層における熱や物質の移動に内部構造物がどのように影響するかは、原子炉、水力発電所のダム湖等の工学的機器設計上はもとより、海洋や大気の対流が密接に関連した環境問題においても重要な課題である。基礎的アプローチとして、上下面でそれぞれ冷却加熱される水平流体層中に開口面積率$$phi$$の異るハニカムを挿入し、その伝熱特性を調べた。伝熱流体は水で、Ra数は10$$^{7}$$~10$$^{9}$$の範囲である。$$phi$$が0.0904以上では、ハニカムによる乱流渦の抑制は観察されたが、熱伝達率の低下は認められなかった。これは、全体の熱輸送が温度境界層からのプルーム発生により支配されるためであって、流体層中央部の熱輸送能力には余裕のあることがわかる。実験結果は境界層更新モデルとほぼ一致した。$$phi$$が0.0101以下では熱伝達率の低下が生じたが、この場合も熱伝達は上下伝熱面間距離には依存しないことがわかった。

報告書

Effects of radial core power profile on core thermo-hydraulic behavior during reflood phase in SCTF core-I forced feed tests

岩村 公道; 刑部 真弘*; 数土 幸夫; 傍島 眞; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道*; 村尾 良夫

JAERI-M 91-093, 89 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-093.pdf:1.87MB

PWR大破断LOCA時再冠水過程の熱水力学的挙動に及ぼす半径方向出力分布の効果を、平板炉心試験装置(SCTF)を用いて調べた。実際のPWRでは周辺バンドルでは中心バンドルよりも出力が低くなっているので、半径方向出力分布に起因するいわゆるチムニー効果のため、高出力バンドルでの冷却を促進することが期待される。SCTFはPWRの半径方向長さを模擬しており、半径方向出力分布効果が調べられる。SCTF第1次炉心における4種類の強制注入試験(S1-01,S1-06,S1-08,S1-11)の試験結果より、以下の点が明らかになった。1)半径方向出力分布により炉心内に二次元的な流れが生じた。横流れの方向はクエントフロント上方では中心の高出力部より周辺の低出力部に向い、クエントフロントの下方では横流れ方向が逆転した。2)総出力が同一の場合の最高出力バンドルにおいては、より急峻な出力分布の方が平坦出力分布の場合より熱伝達率は大きくなる。

報告書

Cold leg injection reflood test results in the SCTF core-1 under constant system pressure

安達 公道; 岩村 公道; 傍島 眞; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊; 村尾 良夫

JAERI-M 90-129, 179 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-129.pdf:3.71MB

本報告書では、一定系圧力条件下で行われた平板炉心試験装置(SCTF)第1次炉心コールドレグ注入再冠水試験S1-14(Run520)、S1-15(521)、S1-16(522)、S1-17(523)、S1-20(530)、S1-21(531)、S1-23(536)、S1-24(537)において観察されたシステム挙動について紹介する。主な検討項目は、(1)蒸気バインィディング、(2)U字管振動、(3)ECC水のバイパス、(4)炉心冷却挙動、(5)ベント弁の効果、および(6)試験パラメータの影響である。ここに紹介する結果は、再冠水挙動について極めて有用な情報や示唆を与えるものである。

報告書

TRU消滅処理炉用燃料ならびに燃料サイクルの成立性に関する検討; TRU消滅処理炉の設計研究,IV

小川 徹; 向山 武彦; 高野 秀機; 滝塚 貴和; 鈴木 康文; 刑部 真弘*

JAERI-M 89-123, 38 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-123.pdf:1.25MB

TRU消滅処理炉の設計研究のなかで、Na冷却金属燃料専焼炉(M-ABR)及びHe冷却粒子燃料専焼炉(P-ABR)の2種の炉について、燃料の概念的構成について提案するとともに、それらの燃料型の成立性に係る問題点について検討した。また、高温化学再処理法に基づいて専焼炉と一体化したTRU燃料サイクル施設について、基礎化学の立場からの検討を行うとともに、工学上の問題点の摘出を行った。

報告書

TRU消滅処理炉の熱流動の検討; TRU消滅処理炉の設計研究,3

滝塚 貴和; 向山 武彦; 高野 秀機; 小川 徹; 刑部 真弘*

JAERI-M 89-091, 40 Pages, 1989/07

JAERI-M-89-091.pdf:1.11MB

TRU消滅処理炉の設計研究の一環として、2種類の専焼炉モデル、Na冷却金属燃料専焼炉(M-ABR)及びHe冷却粒子燃料専焼炉(P-ABR)について、効率的なURU消滅処理に必要な高い炉心出力密度が燃料及び被覆の許容温度制限内で達成できるような炉心概念の成立性を調べることを目的として炉心熱流動解析を行った。また、TRU燃料集合体の冷却についても検討を行った。

報告書

TRU専焼炉の核特性解析; TRU消滅処理炉設計研究,II

高野 秀機; 向山 武彦; 滝塚 貴和; 小川 徹; 刑部 真弘; 軍司 康義*

JAERI-M 89-072, 74 Pages, 1989/06

JAERI-M-89-072.pdf:2.32MB

TRU専焼炉の概念設計研究のために、炉心の核的検討を行った。可能性のある専焼炉として、Na-冷却金属燃料専焼炉とHe-冷却粒子燃料専焼炉を選定した。Na冷却金属燃料専焼炉では、燃料要素、炉心形状、出力分布及びTRU消滅量等をパラメータとして、燃料や被覆管の制限温度を満たす燃料と炉心形状をサーベイした。更に出力平坦化と燃焼反応度の低減化を検討し、内側炉心(58Np-22Pu-20Zr)と外側炉心(60Am,Cn-35Pu-5Y)からなる2領域炉心を得た。この炉の一基当りの熱出力は170MWTでTRUを年間47Kg消滅でき、6つの炉心からなるモジュラー炉を考えると年間PWR10基分から生成される260kgのTRUを十分に消滅させることが可能である。He-冷却粒子燃料専焼炉についてのサーベイ計算を行い、熱出力が1200MWTで、300日燃焼により約17%高燃焼率が得られる炉心を得ることができた。

報告書

高増殖高速炉の設計研究; FPガスパージ/チューブインシェル型金属燃料高速炉

平岡 徹; 迫 淳; 高野 秀機; 刑部 真弘; 石井 武*; 佐藤 充*; 廣田 耕一*; 小西 隆男*

JAERI-M 89-069, 204 Pages, 1989/06

JAERI-M-89-069.pdf:5.7MB

高速増殖炉の本来の意義の燃料増殖を高めることを狙って、金属燃料の持つ特徴を活かしたFPガスパージ/チューブインシェル型金属燃料集合体の概念を提案した。これにより、炉心における燃料の体積比は50%を超え、極めて硬い中性子スペクトルが得られた。その燃料集合体の構造、製造、およびFPガスパージ機構の工学的成立性を検討し、その見通しを得た。さらに、期待したように、充填ナトリウムの良好なFP捕捉性能が効いて、遮蔽、カバーガス処理系に問題はないことが判った。その他、炉内構造、燃料取扱設備などを検討し、増殖比1.84、炉内増倍時間6.7年という高い増殖性能を持つ670MWeの高増殖高速炉の概念をまとめた。

論文

Thermal-hydraulic study of integrated steam generator in PWR

刑部 真弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(2), p.286 - 294, 1989/02

次世代原子炉の安全性向上に関する概念の一つとして、加圧水型原子炉(PWR)の場合には、原子炉圧力容器内へ蒸気発生器(SG)を組み込むことがあげられる。この内蔵型SGのパラメータサーベイのために、簡単な熱伝達解析計算コードを作成した。本コードは、19チューブの直管貫流型SG実験と比較を行なった結果、実験とよく一致する予測結果を与えることが明らかとなった。その上で、本コードを環状のダウンカマー部に内蔵される直管長16mの貫流型SGのパラメータサーベイに用い、熱水力特性を明らかにした。さらに、このパラメータサーベイに基づき、SG一体型PWRの原子炉圧力容器サイズを求めた。

論文

Thermal-hydraulic behavior in a PIUS-type small-scale experiment

田坂 完二; 村田 秀男; 刑部 真弘*

Transactions of the American Nuclear Society, 60, p.727 - 728, 1989/00

PIUS型安全炉の熱水力挙動を小型可視装置により調べた。ハニカムでのリチャードソン数を実炉の値と等しくし、低圧装置ではあるが定常運転が可能であることを明らかにした。またハニカムでの差圧を一定にするようにポンプの回転数を制御する制御系を提唱し、その有効性を実験により確めた。1次系ポンプトリップ事故ならびに2次系の給水喪失事故を模擬した実験においてポロン水が炉心に入っていくことを確認した。

論文

Investigation of break orientation effect during cold leg small-break LOCA at ROSA-IV LSTF

小泉 安郎; 浅香 英明; 熊丸 博滋; 刑部 真弘; 田坂 完二; 三村 裕一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(9), p.690 - 703, 1988/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:64.95(Nuclear Science & Technology)

ROSA-IV LSTF装置において行われたコールドレグ小破断LOCA時の破断の向きの影響を調べた実験の結果とRELAP5/MOD2コードによる解析の結果をまとめたものである。

報告書

高増殖/高燃焼高速炉; FPガスパージ/チューブインシェル型金属燃料高速炉の提案

平岡 徹; 迫 淳; 高野 秀機; 刑部 真弘

JAERI-M 88-098, 47 Pages, 1988/06

JAERI-M-88-098.pdf:1.67MB

金属燃料の特徴を活かして、増倍時間が短く、高増殖を図る高速炉の概念を追及し、硬中性子スペクトルを狙うためにFPガスパージ/チューブインシェル型金属燃料集合体を持つ高速炉を提案した。このため、燃料の比率を高くし、ナトリウム、構造材の比率を低くすることができ、高増殖比、低燃料富化度、良好な中性子経済が得られる。FPガスをパージするため燃焼度はFPガスプレナムの内圧上昇による制約は受けず、ガスプレナム部も短くすることが出来るなど様々な利点がある。

論文

The results of 5% small break LOCA tests and natural circulation tests at the ROSA-IV LSTF

田坂 完二; 久木田 豊; 小泉 安郎; 刑部 真弘; 中村 秀夫

Nucl.Eng.Des., 108(1-2), p.37 - 44, 1988/02

 被引用回数:17 パーセンタイル:81.92(Nuclear Science & Technology)

ROSA-IV計画の大型非定常試験装置(LSTF)を使い5回の5%小破断LOCA実験を行った。蒸気発生器細管上昇流側での蓄水の水頭により、ループシールクリアリレグ時に炉心水位が炉心下端以下になることがある。この現象の炉心出力と炉心バイパスによる影響を明らかにした。ループシール部破断の結果はコールドレグ破断の結果と定性的に一致している。ホットレグ破断実験では蓄圧注入系の作動直後、そのコールドレグでの凝縮・減圧効果により炉心の水を吸い出し、過渡的な炉心露出を生じることを見い出した。自然循環実験においては炉心流量の一次系残存水量への依存性が Sewiscale,LOBI,PKLの結果と定性的に一致することを明らかにした。蒸気発生器2次側水位下の実効伝熱面積に対する1次側から2次側への熱伝達率は炉心出力と2次側水位に少し依存する。その最低値は1.7kw/m$$^{2}$$Kであった。

論文

Investigation of natural circulation heat transfer in primary and secondary aides of pressurized water reactor steam generator

小泉 安郎; 刑部 真弘; 熊丸 博滋; 田坂 完二

Int. Symp. on Natutral Circulation, ASME Winter Annual Meeting, p.119 - 128, 1988/00

大型非定常試験装置(LSTF)で行われた自然循環実験の結果をまとめたものである。

論文

Core liquid level depression due to manometric effect during PWR small break LOCA; Effect of core bypass

刑部 真弘; 与能本 泰介; 久木田 豊; 小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(3), p.274 - 282, 1988/00

PWR小破断冷却水喪失事故(LOCA)実験の初期において、炉心水位が炉心底部近くまで押し下げられ、炉心ドライアウトが観察された。

論文

Flooding at steam generator inlet and impacts on simulated PWR natural circulation

久木田 豊; 刑部 真弘; 安濃田 良成; F.Borre*; 中村 秀夫; 田坂 完二

Natural Circulation, FED, Vol. 61/HTD, Vol. 92, p.111 - 117, 1988/00

ROSA-IV計画LSTF装置を用いて実施したPWR自然循環模擬実験において、蒸気発生器の入口でフラッディング(対向流落下制限)現象が発生することが観察された。本現象は、二相流自然循環モードおよびリフラックス凝縮モードにおいて、一次系内の冷却材分布に支配的に影響を与えた。フラッディングの発生条件を計算コードCATHAREおよびRELAP5を用いて解析したところ、実験結果と良好な一致がみられた。

論文

各種流路における環状流遷移モデル

刑部 真弘; 川崎 裕仁*; 田坂 完二

日本機械学会論文集,B, 54(500), p.953 - 958, 1988/00

軽水型原子炉の炉心露出事故時においては、ドライアウト点の下で環状流遷移が生じるかどうかで現象は大きく変わる。炉心の様なロッドバンドルにむける環状流遷移は流路中に小さなギャップ領域が存在するため興味深い問題となっている。最初の試みとして、この流路にむける微小ギャップの影響を、流路断面2$$times$$100、5$$times$$100、10$$times$$100mmの矩形狭流路を用いて実験的に検討を行った。さらに、実験結果に基づき、環状流遷移モデルを提案した。

論文

Detection of surface flaw by infrared radiation sensor

岡本 芳三*; 神永 文人*; 刑部 真弘*; 大岡 紀一; 小川 和彦*; 金谷 邦雄

Technical Digest of the 7th Sensor Symp., 1988, p.107 - 110, 1988/00

物体表面より放出される赤外線放射エネルギーを非接触でとらえ、二次元のサーモ像と表示する赤外線ふく射計を使用して欠陥を検知すると共に、表面欠陥より放出される空洞ふく射作用により、欠陥の深さを求めることが可能な方法を示したものである。線状人工欠陥付試験片を試作し、本方法とX線透過試験及び超音波探傷試験による識別限界についての比較検討を行った。その結果、本方法及び放射線透過試験では、0.15mmまでの表面線状欠陥の検出が可能であり、超音波探傷試験では、0.3mmまでが限界であった。また、X線及び超音波による非破壊試験では、欠陥の深さを求めることは困難であるのに対し、本方法では、熱流場における空洞ふく射効果によるふく射温度差を求めることにより、欠陥深さと巾の比が3倍程度までの欠陥深さを求めることが可能であることを明らかにした。

論文

Heat transfer and thermal-hydraulics of Westinghouse-type pressurized water reactor steam generator; Assessment of RELAP5/MOD2 code

小泉 安郎; 熊丸 博滋; 三村 裕一*; 刑部 真弘*; 田坂 完二

Thermal Hydraulics of Nuclear Steam Generators/Heat Exchangers HTD,Vol. 102, p.21 - 28, 1988/00

ウェスチングハウス型PWRを1/48に縮尺模擬したLSTF実験装置において、蒸気発生器の定常熱伝達実験が行われた。実験は、1次側が強制循環、単相及び二相自然循環、リラックス様式、2次側は定常時水位から大巾に低下した状態まで、更には蒸気発生器熱負荷を変えて、種々の条件下で行われた。この結果に対して、RELAP5/MOD2コードを用いて解析を行った。

論文

固有安全軽水炉開発の技術上の課題

小泉 安郎; 刑部 真弘; 田坂 完二

UTNL-R-0218, p.40 - 48, 1988/00

原子力発電の多様化の将来動向の予測の基に、近年、固有安全炉に関し様々の概念が提案されてきているが、軽水炉に限って思えば、いずれの場合も事故状態ではループの自然循環の特性を生かして炉の安全を計る思想が根底にある。本報では、かなり詳細検討まで為されているPIUSやISER型炉を念頭におきつつ、これら概念炉の自然循環の特性や定常運転時の諸問題を実験的に検討を行うことを目的として計画した実験計画について紹介している。

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