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Truchet, G.*; Van Rooijen, W. F. G.*; 島津 洋一郎*; 山口 勝久
Annals of Nuclear Energy, 51, p.94 - 106, 2013/01
被引用回数：6 パーセンタイル：44.02(Nuclear Science & Technology)修正中性子増倍法(MNSM)を高速原型炉「もんじゅ」に適用した。「もんじゅ」の特異性のうちMNSM因子に大きな影響を及ぼす要素は、炉心近傍にカリフォルニウム中性子源があることと、中性子検出器が炉容器外の離れた位置にあること。検出器の計数率の評価では、炉容器から外部の検出器までの伝播計算を実施した。二つの未臨界状態に対して反応度を評価し、2010年の再起動試験データと比較した。MNSM法による反応度計算結果は、他の方法から得られた反応度とよい一致を見た。
Zn今井 伸明*; 平山 賀一*; 石山 博恒*; Jeong, S.-C.*; 宮武 宇也*; 渡辺 裕*; 牧井 宏之; 光岡 真一; 長江 大輔*; 西中 一朗; et al.
European Physical Journal A, 46(2), p.157 - 160, 2010/11
被引用回数：3 パーセンタイル：28.83(Physics, Nuclear)An isobaric analog resonance of 
Zn was studied by the resonance elastic scattering of 
with a 5.5-MeV/nucleon Zn beam and a thick polyethylene target. The excitation function of the differential cross section of proton elastic scattering was measured around 0 degrees in the laboratory frame by the thick target inverse kinematics method. The angular momentum, and proton and total widths of the resonance assigned using an 
-matrix calculation are in good agreement with earlier measurements performed using normal kinematics, demonstrating that the thick target inverse kinematics method is a useful tool for studying the single particle structures of neutron-rich nuclei.
橋本 尚志; 石山 博恒*; 石川 智子*; 川村 隆史*; 中井 浩二*; 渡辺 裕*; 宮武 宇也; 田中 雅彦*; 渕 好秀*; 吉川 宣治*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 556(1), p.339 - 349, 2006/01
被引用回数：33 パーセンタイル：89.07(Instruments & Instrumentation)三次元の飛跡検出型の比例ガス検出器を開発した。ゲーティンググリッドの採用により、4
10
個/秒の荷電粒子入射に対しても安定な性能を持続できる。ほぼ100
の検出効率を持つので、ビーム強度の弱い短寿命核ビームによる天体核反応率の測定実験に最適な検出器である。
水野 正弘*; 山口 勝久; 宇都 成昭
JNC TN9400 99-063, 354 Pages, 1999/07
核燃料サイクル開発機構ではFBRの実用化に向けて必要となる各種炉内試験を実施するための、FBR安全性試験炉SERAPH(Safety Engineering Reactor for Accident PHenomenology)の設計研究を実施してきた。SERAPHでは種々の過渡試験が予定されているが、ドライバー炉心の試験遂行性能を評価し、関連する設計課題の明確化並びに試験ニーズの適正化を図るには、設計成立性に大きく影響するドライバー燃料ピンの熱設計許容範囲を把握することが不可欠である。そこで本報では、2次元非定常熱伝導解析コードTAC-2Dと汎用非線形構造解析コードFINASを結合した燃料ピン熱設計手法を考案・整備した。TAC-2Dについては、評価上許容し得る空間メッシュ及び時間きざみ幅を確認するとともに、熱設計上特に重要となる燃料ペレット及びギャップ部の伝熱特性の評価精度を向上させるため、非定常計算時に物性値の温度依存性を考慮できる機能の付加、ギャップ熱伝達モデルの改良、ギャップ可変モデルの組み込みをオリジナルコードに対して行った。FINASについては、過渡時の燃料ペレット熱応力特性を適切に評価し得る要素節点数及びメッシュ分割数について調べた。これらと合わせて、各コードの計算結果を整理するための後処理プログラムも作成した。本研究成果は、今後製造技術の成立性を含めたSERAPHドライバー燃料ピンの熱設計研究を促進するのに有効に反映される。
山口 勝久
日本原子力学会誌, 35(5), p.382 - 383, 1993/00
高速炉開発のために原子炉を用いる過去・現在・将来の内外の研究に広く目配りしつつ,安全研究に用いられるインパイルル-70を備えた過渡試験炉に重点を置いて,研究目的の特殊性と用いる原子炉の設計・特性上の特殊性(ユニークさ)との関係を解説した。その中で,将来の社会の要求に応じる原子炉のあり方を考える一助に,動燃のSERAPH計画についても簡単に紹介している。
中本 香一郎; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 圷 正義; 渡士 克己; 一宮 正和
PNC TN9080 92-009, 24 Pages, 1992/04
動燃では、「常陽」「もんじゅ」で培った技術基盤をもとに、FBR実用化技術の確立に向けて、経済性の向上と安全性の強化を図るべく実用化重要技術課題(10課題)を取り上げ、その解決のための研究開発の着手している。PROFIT計画は、10課題の中から『実用化のキーとなる革新技術の開発と実証炉の連携の下にプロジェクトとして推進することを意図して計画されたものである。所掌しる範囲は、「常陽」MK-3計画及び革新技術の開発・実証であり、前者は炉心の高中性子束化による照射性能の向上、稼働率向上、照射技術の高度化を、後者は機器・系統の合理化、運転保守技術の高度化、合理的安全論理構築に寄与の大きい革新要素技術、2次系削除システム開発・実証および「常陽」安全性試験を含む。本基本計画書(要約偏)には、PROFIT計画の目的、計画立案にあたっての基本的考え方、ニーズ面からの件等、シーズ面からの検討、ならびに上記のMK-3計画および革新技術開発・実証に関する意義、技術の現状、中間期的計画について要約し、あわせて10課題との関連、スケジュール、資金計画についてもふれた。付録としてPROFIT計画に係る研究開発WBSおよび推進体制(平成3年度)添付した。基本本計画書(要約偏)は、平成3年度に再開後のPROFIT計画推進会議での審議等をふまえて作成された基本方針と研究開発骨子をまとめたものであり、それ以前の審議結果についても適宜反映してある。なお、PROFIT計画推進会議(事務局会議を含む)とその下に設けた各分科会(MK-3計画、第1-3分科会)で構成する組織により各ラインで実施している研究開発を総合的見地から推進・調整している。
中本 香一郎; 圷 正義; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 渡士 克己; 一宮 正和
PNC TN9080 92-008, 52 Pages, 1992/04
本基本計画書(詳細偏)は平成3年度に再開後のPROFIT計画推進会議での審議等をふまえて作成された基本方針と研究開発骨子(PROFIT計画書要約編参照)と対をなするもので、関係課室で作成された資料をもとに旧版を改定したものである。本報告書は、PROFIT計画で所掌している「常陽」MK-3計画に係る研究開発と革新技術の開発・実証に係る研究開発について、各研究開発項目毎に計画内容と中長期スケジュールを記載してある。
中本 香一郎; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 圷 正義; 渡士 克己; 一宮 正和
PNC TN9080 92-007, 113 Pages, 1992/04
PROFIT計画推進会議は平成3年度に発足し、途中の中断を経て、平成3年度後半に再開した。本報告書は、PROFIT計画で所掌している「常陽」MK-3計画に係る研究開発と革新技術の開発・実証(第1
3分科会)に係る研究開発について、それぞれ平成3年度の活動内容と成果の評価および今後の展開について記載してある。
中本 香一郎; 林道 寛; 渡士 克己; 田辺 裕美; 一宮 正和; 山口 勝久; 浅賀 健男
PNC TN9080 92-006, 21 Pages, 1992/04
本資料は、PROFIT計画会議(平成3年度開催)ならびに「常陽」技術評価専門委員会(平成3年12月開催)で使用した革新技術開発・実証関連OHPを資料集としてまとめたものである。
大岩 章夫*; 谷川 信吾*; 山口 彰*; 山口 勝久; 本田 明成*; 本鹿 順司*; 川副 博*
PNC TN9410 88-141, 159 Pages, 1988/09
高速炉のATWS(AnticipatedTransientWithoutScram)事象に対し,これまでの解析評価によりプラントの熱流動挙動が要因となって生じる負の反応度効果として炉心支持板の熱膨張が大きく影響する。これを定量化する上では,炉心支持板の熱的機械的挙動を評価することが必要である。そこで,炉心支持板の熱変形挙動の解明および解析対象のモデル化の範囲の違いによる変形挙動の相違を明らかにするため,炉心支持板の熱変形挙動解析を実施した。解析対象は,これまで反応度効果について解析評価してきた1000MWe級ループ型高速増殖炉とし,別途システムコードにより得られたATWS事象の代表事象であるULOF(UnprotectedLossofFlow)時のプラント熱流動解析結果を温度境界条件として,炉容器を含める全体系について炉心の荷重も考慮し,汎用非線形構造解析システム「FINAS」を用い変形挙動解析を実施した。その結果,以下の知見が得られた。1上部炉心支持板の変形挙動は,支持板の温度変化による自由膨張量により評価できる。2モデル化の範囲の違いによる半径方向変位量への影響はなく,半径方向変位量は炉心支持板部の変位により支配される。3燃料集合体による半径方向への変位の拘束条件は,炉心支持板の軸方向のたわみに影響し,拘束がある場合たわみ量は小さくなる。4全体モデルと一軸モデルでは,冷却材温度の過渡変化が大きい時刻で変形挙動に差を生じ,一軸モデルによる変位は全体モデルに比べ応答遅れを生じる。なお,本解析結果に基づく炉心部分の変位に伴う反応度投入量については,別途解析評価を進めている。
大岩 章夫*; 原口 哲治*; 斉藤 利二*; 谷川 信吾*; 山口 勝久
PNC TN9410 88-107, 121 Pages, 1988/09
システムコードであるSSC-LをPLANDTL施設の設計から試験解析に用いる。そのため、SSC-LにPLANDTL解析用のモデルとして電磁ポンプモデル、PLANDTL用配管破断系モデル、上部プレナム補助系熱輸送モデル等を組み込み、各モデルの適応性の確認と設計仕様のチェックを目的とし予測解析を実施した。その結果、PLANDTLは主循環系を中心に、LOPI事象で想定されている0.25秒で定格の約25%まで急減する流量カーブを配管破断系により、その後ゆっくりとした流量変化を電磁ポンプの出力制御により模擬できる装置であることを確認した。また、詳細設計データに基づく予測解析から、想定されている逆流を含むLOPI模擬試験においても、装置の設計条件であるループ設計温度:625
、試験体部設計最高温度:950を越えることはないことを確認するとともに、試験の予測解析により装置の特性および試験条件設定のために必要な電磁ポンプ、緊急遮断弁などの運転条件等を確認した。今後は、各種特性試験を通じて、モデルの改良、検証を行い、試験解析を実施してゆく。
山口 勝久
PNC TN9410 87-161, 19 Pages, 1987/11
1000MWe級ループ型高速増殖炉を対象に、炉停止失敗事故を想定した場合の事象推移を解析し、高速増殖炉の有する固有の事故緩和能力を評価した。解析では、従来から仮想炉心崩壊事故の解析に用いられてきた反応度フィールドバック以外に、制御棒延長管の軸方向膨張による炉心への制御棒挿入効果、炉心支持板の径方向熱膨張による炉心全体の膨張効果を考慮できるようにした。炉設計では、チムニー型炉上部機構を考え、主循環ポンプ流量半減時間、制御棒待機位置をパラメータと扱った。流量喪失事故は、流量半減時間が40秒以上となるように設計対応するか、10秒以上で制御棒待機位置を250mm炉心に挿入した位置になるようにすることにより、事象推移を緩和し、冷却材最高温度を飽和温度以下に抑えることができる。除熱系機能喪失事故は、約100下廻る温度レベルで流量喪失事故と類似した事象推移をたどる。反応度挿入事故は、60￠の反応度を持つ制御棒が13￠/Sで挿入される設計条件では、最高ナトリウム温度が650以下、燃料溶融割合が25%以下の現行基準以内に納まる。
山口 勝久
PNC TN9410 87-160, 19 Pages, 1987/11
酸化物燃料を用いた1000MWe級ループ型高速増殖炉を対象に、FBR固有の安全性に係る性能について解析し、熱流動一構造一核のカップリングによる負の反応度効果で、所内全動力電源喪失に伴う流量喪失・炉停止失敗事故を想定した場合でも、炉が核的停止に導けるようにするための設計への要求事項を求めた。チムニー型炉上部構成の採用、流量半減時間の延伸、制御棒の部分挿入状態での待機等の条件を組み合わせ、以下の結論を導いた。(1)主循環ポンプ流量半減時間=10秒、制御棒待機位置=0.2m炉心へ挿入、ポニーモータ流量=30%とすれば、初期の温度オーバーシュートを840(非沸騰)に、数時間後の整定温度を600630に抑えることができる。(2)炉心を偏平化し、燃料の線出力、Doppler係数、ナトリウムボイド係数を各々20%低下させれば、ポニーモータ流量=20%で金属燃料を使わずとも、より裕度の高い結果にできる。
山口 勝久; 羽賀 一男; 磯崎 正
Nuclear Engineering and Design, 99, p.247 - 263, 1987/02
被引用回数：17 パーセンタイル：82.33(Nuclear Science & Technology)None
大岩 章夫*; 磯崎 正*; 山口 勝久
PNC TN9410 86-019, 39 Pages, 1986/03
高速炉の1次主冷却系配管破損事故を想定した場合に予想される燃料集合体熱流力過渡事象を調べるため、まず2次ピークを対象とした崩壊熱沸騰試験等が実施された。さらに1次・2次ピークを含む一連の事象推移を模擬した試験を行うため、プラント過渡応答試験施設の建設が計画されている。また、これらの試験の予備解析、試験解析およびそれらの経験に基づいた実機安全評価を行うため、安全解析コードを用いた解析・評価手法の精度を高くしておくことが必要である。配管破損事故を含む各種事故時のプラント過渡応答評価のための手段の一つとしてSSC-Lがある。SSC-Lは、これまで種々の試験解析に適用して解析機能の評価、モデルの改良等の整備作業が進められている。そこで、このSSC-Lを用いて崩壊熱沸騰試験解析を行い、その知見を基にプラント過渡応答試験施設で予定されている代表的な試験ケースについて予備解析を行った。
山口 勝久; 磯崎 正*; 青木 忠雄
PNC TN941 85-56, 289 Pages, 1985/03
崩壊熱沸騰試験は、高速炉の配管破損事故や崩壊熱除去系機能喪失事故などを想定した場合に問題となる沸騰による炉心燃料集合体の除熱に関して、実験的に検討することを目的としている。試験に先立ち、低流量時の沸騰事象の推移を評価するにあたって補強すべき情報の摘出を行った。崩壊熱沸騰試験に関係深い既存の試験として、SIENA装置で実施された一連の低熱流束・低流量試験をとり上げ、特に除熱限界(ドライアウト)データの整理という観点で総合評価を行った。評価に当っては、既在の水に関する知識も参考にした。主要な結果は以下の通りである。(1)比較的高流量で再現される環状流流動様式でのドライアウトは熱流束に依存せず、出ロクォリティ=0.5というクライテリヤで良く説明できる。(2)低流量になると、熱出力/流量のミスマッチが増加しても、不安定な流動振動と気泡の拡大・縮小を繰返すスラグ流流動様式が持続され、除熱能力は周囲のヒートシンクに助けられ、飛躍的に向上する。環状流でのドライアウト・クォリティのデータ傾向は、水のデータと酷似しており、その知識の外挿から、流動様式か環状流となるなら従来のドライアウト評価方法は妥当であろうと結論できる。したがって、今後の試験では流動様式を支配する要因の調査、およひ除熱性能の劣る環状流での除熱限界の追加調査に重点を置くべきといえる。
金沢 光雄*; 内山 雅博*; 大坪 章*; 岡田 敏夫; 山口 勝久; 青木 忠雄
PNC TN941 85-13, 176 Pages, 1985/02
A型特殊燃料集合体内もんじゅ試料部の冷却材混合効果を模擬燃料集合体(7本組ヒータピンバンドル,ピン外径6.5mm,ワイヤラッピングピッチ209--)を用いてナトリウム中で実験的に調べた。試験では,ヒータピンを適当に組合せて(1,4,7本)発熱させ,径方向および軸方向の冷却材温度分布と被覆管表面の温度分布をクロメルーアルメル熱電対を用いて測定した。試験条件は以下のとおりである。入口ナトリウム温度370 線出力40520W/-- レイノルズ数5,70041,000 測定したサブチャンネル冷却材温度分布は,SWIRLコードおよびCOBRA―4コードを用いて解析・評価を行い,被覆管表面の温度分布は,SPOTBOWコードを用いて解析・評価を行った。この結果次のことが明らかになった。(1)SWIRLコードの未知のパラメータである混合係数Cs1),Cs2),Cs3)の値を実験解析により評価し,定格レイノルズ数(Re=30,000)での値として,Cs1)=0.55,Cs=2.30,Cs3)=0.74を得た。また,得られた混合係数に対する感度およびレイノルズ数依存性を評価した。感度評価では,内部サブチャンネル間の混合係数Cs1)は,他の2つに比べて感度がにぶいことがわかり,レイノルズ数依存性は,Cs1)およびCs2)においては,ほとんどみられず,Cs3)においてレイノルズ数とともに減少し一定値に落ちつく傾向がみられた。(2)COBRA―4コードによるサブチャンネル冷却材温度分布の実験解析により未知パラメータである強制クロスフローパラメータDUR1,DUR2,DUR3の値を評価し,定格レイノルズ数(Re=30,000)における値としてDUR1=0.012,DUR2=0.05,DUR3=0.08を得た。また,得られたパラメータの感度およびレイノルズ数の依存性を評価した。感度評価では,内部サブチャンネル間の強制クロスフローパラメータは,他の2つに比べて感度がかなり小さいことがわかり,レイノルズ数の依存性については,DUR1,DUR2およびDUR3ともにレイノルズ数の増加につれて,減少する傾向がみられた。(3)SPOTBOWコードによる被覆管表面温度分布解析の結果,計算値は,実測値より高目であった。ただし,SPOTBOWコードによる解析では,ワイヤ位置や熱流束分布の指定での制約上実験
山口 勝久; 中村 寿; 羽賀 一男
Nuclear Science and Engineering, 88(3), p.464 - 474, 1984/11
被引用回数：6 パーセンタイル：57.41(Nuclear Science & Technology)None
恩田 薫*; 山口 勝久
PNC TN952 83-08, 258 Pages, 1983/12
ナトリウム過渡沸騰・燃料破損伝熱試験装置を用いて実施された試験で,低熱流束沸騰試験のように高精度のデータ処理を必要とするものに対して,能率良く計測情報をチェックしその結果を反映したデータ解析が容易にできるデータ処理コードSISCOを開発した。SISCOは大洗工学センター計算機室のM-190/200システムを用いることを前提とし,向システムの持つ会話型データ解析システムAXELのライブラリーを最大限利用するよう段計されている。処理形態上は,(1)BSISCO‥解析対象とするデータ・ベースをバッチ処理を主に用いて作成・更新する。(2)ISISCO‥AXELシステムの支援下で会話型データ解析を行う,の2つのサブシステムから成る。各種の要求に合せて,前者では7種のオプションが,後者では13種のコマンド・マクロが準備されているが,機能的には以下の2つの作業が行えるようになっている。 1)データ校正作業‥測定データの保存用ファイルに編集される計測情報を校正データの統計処理,作図確認によって決定し,データ再生に使用する。 2)データ解析作業‥保存用ファイルをもとに,多変量の総合的試験解析を行い,結果をグラフィッス出力する。 本コードの解析作業部分の大半は,全試験データに汎用的に適用できるユーティリティとして設計されている。これにより,(a)多信号時系列作図による試験概要把握,(b)軸(z)方向温度分布の過渡推移解析,(c)任意r-
またはr-z断面での等温線分布解析,(d)多ラン間データ比較,等が行えるようになり,データの解釈を深めるために多大な寄与をすることが可能となった。
犬島 浩*; 荻野 敬迪*; 羽賀 一男*; 山口 勝久; 中本 香一郎*
PNC TN941 83-97, 71 Pages, 1983/06
高速増殖炉における局所沸騰事故が,燃料集合体出口における温度・流量ゆらぎを用いて,検出できる沸騰規模を評価するため,片側50%が閉塞されたワイヤースペーサー付91本組模擬燃料集合体を用いて局所沸騰実験を行った。局所沸騰実験の初期条件は以下の通りである。1)冷却材入口温度‥400500 2)熱流束‥7293w/cm2 3)冷却材流量(正常バンドル部流束)‥0.641.13m/s 実験方法は,冷却材入口温度,冷却材流量を一定に保ち,熱流束を徐々に増大させることで,閉塞部下流直下に局所沸騰を生じさせる手法を用いた。温度・流量ゆらぎを測定するための計装系の仕様は以下の通りである。1)熱電対 1)種類‥クロメル・アルメル,接地型(直径0.3mm)および非接地型(直径4.8mm) 2)時定数(632%)‥10msec,2.14secの2種類 2)流量計 1)種類‥渦電流型温度・流速計 2)励磁周波数‥425Hz 3)ゆらぎ測定回路 1)最大ゲイン‥60dB 2)周波数特性‥0.01Hz15Hz間で平担な特性(0.01Hz以下で20dB/dec,15Hz以上で200dB/decの減衰特性を有する) 本報告書では,局所沸騰時における沸騰情報の伝達特性を,ピンバンドル部冷却材流動方向数カ所で観測された温度ゆらぎ,および出口での温度・流量ゆらぎ信号を用いて調べた。その結果にもとづいて,燃料集合体出口計装から得られる温度・流量ゆらぎ信号を用いた局所沸騰事故検出のための沸騰規模を評価した。この結果以下の事項が明らかとなった。1)局所沸騰領域の最も近い場所で観測された冷却材の温度ゆらぎと,それより下流で観測された温度ゆらぎ(複数)との間のコヒーレンス関数を用いて,温度ゆらきの冷却材流動による伝達特性評価した結果,局所沸騰に起因する温度ゆらぎ情報は,バンドル下流端まで明瞭に伝わるが,バンドル下流端以後での冷却材の強い混合により,集合体出口計装設置場所では,伝達情報の識別が困難となっている。また径方向,軸方向にも検出最適点は見い出せない。2)局所沸騰が生じると,バンドル内の各点における温度ゆらぎのパワスペクトル密度には,4Hz付近にピークが観察された。このピーク周波数は,沸騰による気胞の生成・消滅の周期と一致しており,試験体の体系および沸騰規模に依存したものと考えられる
