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論文

An Investigation of thermal-hydraulics behavior of MONJU reactor upper plenum under 40%-rated steady state

本多 慶; 大平 博昭; 森 健郎

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12

2008年から2012年にかけてIAEA/Monju-CRPにて「もんじゅ」炉上部プレナムの3次元熱流動解析が行われたが、どの参加国も解析と実機の熱電対プラグの温度が合わなかった。そのため、本研究では、入口条件を見直し、再解析を行った。その結果、解析と実機の熱電対プラグの温度が良い一致を見た。集合体出口の上部に整流管と温度計が取り付けられているが、その温度計位置における温度の解析結果と入口境界条件として与えた温度が一致した。また、解析と実機の温度計位置における温度を比較すると比較的一致しており、集合体出口上部に取り付けられた温度計の温度が、集合体出口の温度とみなせることが示された。これらの結果より、入口条件が妥当であることが示された。

論文

Fermi surface and magnetic properties of antiferromagnet EuBi$$_3$$

仲村 愛*; 平仲 裕一*; 辺土 正人*; 仲間 隆男*; 立津 慶幸*; 眞榮平 孝裕*; 三浦 泰直*; 森 晶宣*; 堤 泰樹*; 広瀬 雄介*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 82(12), p.124708_1 - 124708_6, 2013/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:72.71(Physics, Multidisciplinary)

Fermi surfaces and magnetic properties of an antiferromagnet EuBi$$_3$$ were investigated on a flux-grown single crystal. A critical magnetic field of 225 kOe where the magnetic moments are forced to align ferromagnetically was well explained by the magnetic exchange interaction based on a two-sublattice model. The Fermi surface characteristics are in agreement with the theoretical prediction indicating a fully magnetic divalent state in Eu atoms.

論文

Plant dynamics evaluation of a MONJU ex-vessel fuel storage system during a station blackout

森 健郎; 素都 益武; 本多 慶; 鈴木 悟志*; 大平 博昭

Journal of Energy and Power Engineering, 7(9), p.1644 - 1655, 2013/09

高速増殖炉「もんじゅ」には、おもに貯蔵槽と冷却系から成る炉外燃料貯蔵設備を有している。独立した3ループであり、最終ヒートシンクは大気である。通常は、貯蔵槽は自然循環、冷却系は電磁ポンプによる2ループの強制循環で運転しており、崩壊熱が大きい場合には送風機を運転して崩壊熱を大気に放出する。全交流電源が喪失した場合は、冷却系の電磁ポンプ及び送風機が停止する。本研究では、全交流電源喪失が発生した場合の使用済燃料及び設備の健全性の評価を実施した。熱交換器及び空気冷却器の設置高さのずれとナトリウムの密度差によって、自然循環が発生することを確認した。自然循環冷却のループ数が2ループの場合であっても、貯蔵槽内のナトリウムの温度は約450$$^{circ}$$Cまでの上昇に留まり、使用済燃料及び設備の健全性は維持されることを評価した。本評価により、全交流電源喪失時の崩壊熱除去に必要なループ数及びナトリウムの温度挙動を明らかにした。

論文

Numerical simulations of upper plenum thermal-hydraulics of Monju reactor vessel using high resolution mesh models

大平 博昭; 本多 慶; 素都 益武

Journal of Energy and Power Engineering, 7(4), p.679 - 688, 2013/04

In order to evaluate the upper plenum thermal-hydraulics of the Monju reactor vessel, we have performed detail calculations under the 40% rated power operational condition using high resolution mesh models by a commercial FVM code, FrontFlow/Red. In this study, we applied a high resolution meshes around the flow holes (FHs) on the inner barrel. We mainly made clear that the thermal-hydraulics did not change largely since the flow rates through the FHs were small enough to the total coolant flow rate but were affected largely in case without FHs on the honeycomb structure.

論文

Numerical simulations of upper plenum thermal-hydraulics of Monju reactor vessel using high resolution mesh models

大平 博昭; 本多 慶; 素都 益武

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 12 Pages, 2011/09

「もんじゅ」原子炉容器上部プレナムの熱流動特性を評価するため、40%定格出力条件において詳細モデルを用いてFrontFlow/Redコードによる解析を実施した。本研究では特に内筒フローホール周りのメッシュ分割を詳細化して解析を実施したところ、前回のフローホール周りの比較的粗いメッシュによる結果と比較して、フローホールを通過する流量は大きく違わなかった。これは本条件では全冷却材流量に比べてフローホール流量が小さいことによる。一方、UCS領域に設けられているハニカム構造(HS)のフローホールが存在しないと仮定した解析では、上部プレナムの熱流動特性が試験結果と大きく異なるため、HSのフローホールにおける圧損係数はプレナム熱流動に比較的影響を与えることがわかった。

論文

Thermal-hydraulic analysis of MONJU upper plenum under 40% rated power operational condition

本多 慶; 大平 博昭; 素都 益武; 吉川 信治

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10

本研究では、FrontFlow/Redを用いて「もんじゅ」上部プレナムの詳細熱流動解析を行った。今回のモデルでは、極めて微細なメッシュ分割を行い、フローガイドチューブ,燃料取扱機構などを忠実に模擬した。また、対流項には1次風上差分、拡散項には2次中心差分を適用、乱流モデルにはRNG $$k$$-$$varepsilon$$モデルを適用した。解析の結果、UIS以外の上部プレナムに設置されている構造は温度,速度にあまり影響を与えないこと、今回の結果とUCS領域をポーラスモデルで解析した結果の特徴は類似した傾向を持つこと、そして集合体出口温度とUCS領域において測定される温度の差は比較的小さいことが示された。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:135 パーセンタイル:97.73(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

Effect of Pb-Pb correlation in diffuse scattering of powder PbF$$_{2}$$

Xianglian*; Basar, K.*; 本多 宏之*; Siagian, S.*; 大原 宏太*; 佐久間 隆*; 高橋 東之*; 井川 直樹; 石井 慶信*

Solid State Ionics, 179(21-26), p.776 - 779, 2008/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:17.2(Chemistry, Physical)

PbF$$_{2}$$のX線及び中性子散漫散乱を15K及び294Kにて測定した。散漫散乱の振動的なプロファイルは原子の熱振動による相関効果などによって説明できる。この散漫散乱の振動的なプロファイルに対する遠距離のPb-Pb原子間熱振動相関作用の寄与について初めて確認した。

報告書

Japanese contributions to containment structure, assembly and maintenance and reactor building for ITER

柴沼 清; 本多 力*; 金森 直和*; 寺門 拓也*; 大川 慶直; 細渕 英夫*; 多田 栄介; 小泉 興一; 松岡 不織*; 西尾 敏; et al.

JAERI-M 91-080, 357 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-080.pdf:12.46MB

国際熱核融合(ITER)の概念設計は1988年に始まり、1990年12月を以て3年間に渡る共同設計活動を終了した。特別チームは主に炉構造、組立保守、炉建屋、プラントを担当した。この報告書は、ITERの概念設計の内、炉構造、遠隔保守及び炉建屋に対する日本のコントリビューションをまとめたものである。炉構造では溥肉真空容器構造設計、電磁気解析、ブランケット固定概念、クライオスタット構造、ポート及び周辺機器配置及びサービスラインレイアウト、遠隔保守では全体保守概念、炉内ハンドリング装置、炉外ハンドリング装置の設計解析及び関連したR&Dによる設計への反映、炉建屋は機器配置および保守時の物流を考慮した設計とその解析である。

口頭

「もんじゅ」プラント動特性解析コードの開発,9; 給水ポンプ切替時の制御系応答解析

本多 慶; 木村 浩一; 玉山 清志; 光元 里香*; 荒木 浩介*

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」熱輸送系の全系を解析可能なプラント動特性解析コードSuper-COPDを用いて、プラント起動の過程の一つである給水ポンプ切替操作における制御系の応答を解析した。まず、解析モデルの妥当性を検証するため、平成7年11月の性能試験の切替操作を模擬した解析を行った。解析の結果から、実機の結果をよく再現することができ、制御安定性を評価可能であることを確認した。続いて、給水弁差圧制御系について、切替操作に対する制御定数のパラメータサーベイを行い、運転時における適切な制御定数の範囲を明らかにした。さらに、運転範囲より広範な制御定数の範囲でのパラメータサーベイを行い、給水弁差圧制御系の安定限界を明らかにした。その結果、平成7年11月の性能試験で用いた制御定数が十分な裕度を持っていることが確認できた。

口頭

原子力発電への熱輸送特性解析からの貢献; 「もんじゅ」主要機器内部の多次元熱流動解析

本多 慶

no journal, , 

平成7年に実施された高速増殖原型炉「もんじゅ」の40%定格出力試験における原子炉上部プレナムの詳細熱流動解析を行った。本解析には、燃料取扱装置ガイドや内筒に設けられているフローホール等の内部構造物の形状を忠実に模擬した詳細メッシュ及び高精度の乱流モデルを用いた。解析結果は、炉上部プレナムの垂直方向に設けたれた熱電対による測定結果と比較的よく一致した。また、原子炉上部プレナムにおける温度分布及び速度分布を評価したところ、燃料取扱装置ガイドの下部では低温となる領域が存在するものの、周方向には大きな差は生じないことがわかった。

口頭

「もんじゅ」原子炉上部プレナムモデルの熱流動解析

本多 慶; 森 健郎; 素都 益武; 大平 博昭

no journal, , 

IAEA/Monju-CRPにおいて「もんじゅ」原子炉上部プレナムの熱流動解析が行われたが、各国の解析結果から得られた知見として、入口境界条件を適切に定める必要があることが分かった。本研究では、炉上部プレナムの構造物の形状を忠実に模擬したモデルを用いて、入口境界条件を見直して、3次元熱流動解析をStar-CCM+を用いて行った。入口境界条件としては、温度分布として40%電気出力時の解析値を用い、流量として40%電気出力時の実機流量と設計流量の2通りについて行った。乱流モデルにはSST k-$$omega$$モデルを、対流項には2次風上差分法を用いた。その結果、熱電対プラグ位置での温度分布に実機と解析で5$$^{circ}$$C程度の差が生じた。また、構造物は温度分布に大きな影響を与えないこと、流量は温度分布に大きな影響を与えないことが示唆された。

口頭

アダプティブフローネットワークコードの開発

本多 慶; 高田 孝*; 山口 彰*

no journal, , 

原子力発電プラントの安全性や動特性をあらかじめ予測するために、プラント動特性解析コードが利用されているが、多くの場合、1次元フローネットワークによるモデルを用いている。このため、多次元的な効果が生じる現象の解析は困難である。しかし、多次元熱流動解析は計算負荷が大きく、多数の解析を行うことは困難である。そこで、多次元性が重要となる温度成層化や自然循環状態を精度よく解析できるよう、必要に応じてフローネットワークで解析を行う領域と多次元解析を行う領域を自動的に変更する手法を開発する。今回の研究では、多次元解析領域で必要となるアダプティブメッシュCFDモジュールを試作した。

口頭

「もんじゅ」原子炉容器上部プレナム熱流動挙動の評価

本多 慶

no journal, , 

ナトリウム冷却高速増殖原型炉「もんじゅ」の機器には、内部に複雑な構造を持つため、伝熱流動特性が複雑なものがある。その一つとして原子炉容器上部プレナムがあり、炉心上部の整流装置、燃料取扱装置のガイドであるホールドダウンアーム等の様々な構造物が設置されている。原子炉容器上部プレナム内には、熱電対プラグと呼ばれる温度測定機器が取り付けられており、これで測定された温度と解析で得られた温度を比較することで解析モデルの妥当性を評価できる。本研究では、構造物の形状を忠実に模擬する解析メッシュを作成し、解析の境界条件である燃料集合体等の出口の冷却材流量および温度を燃料集合体等毎に詳細に設定した解析を行った。その結果、本研究で作成したモデルと境界条件設定で、伝熱流動特性を精度よく評価できることが分かった。

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