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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。
檜山 一夫*; 杉野 和輝
PNC TN9440 97-013, 73 Pages, 1997/08
これまで、高速炉の核特性解析は一般に大型計算機上で行われてきたが、近年、普及の目覚ましいワークステーション上でその実行を可能とするた 業団により整備されてきた高速炉の核特性解析コード群をワークステ のUNIX環境下で動作可能となるよう、移植作業を継続して行って の報告書はこれまでに行われた移植作業の内容と、高速炉核特性解析 のワークステーション上の整備状況についてまとめたものである。
庄野 彰; 檜山 一夫*
PNC TN9520 94-003, 84 Pages, 1994/06
本資料は、アクチニド炉心技術研究で使用している解析の流れを理解し、かつ実行するために必要な情報を整理したものである。アクチニド炉心技術研究で実施しているPu利用炉心やMA装荷炉心の検討においては、従来型高速炉の炉心とは相当異なる仕様を設定し、炉心特性上の特徴を比較・評価することが重要である。このため、炉心形状、燃料物質、燃料仕様等を大幅に変更した炉心について、一通りの核特性を算出することが基本的な作業となる。このプロセスでは、多数の解析コード、ユーティリティプログラムを解析目的に応じて使用する必要があり、取り扱うJCL、入力データセットも多岐に渡る。これらのコード等それぞれのマニュアルは既に存在するが、それだけでは、プロセス全体の流れを理解し、一通りの解析を実行することは困難である。そこで昨年来実施してきたPu燃焼型高速炉のパラメータスタディをモデルケースとして、一連の解析フローを整理し、各ステップで使用するコード等の機能の概要、処理フロー、JCL例、入力データ例、出力例等をまとめた。
安濃田 良成; 鈴木 雅之*; 檜山 一夫*; 佐々木 繁*; 川崎 和代*; 島根 由紀夫*
JAERI-M 91-151, 51 Pages, 1991/09
ROSA計画では、加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材喪失事故(LOCA)および運転時の異常時の異常な過渡変化を調べるため、実炉と同じ高さで体積が1/48の大型装置(LSTF)による模擬実験を行っている。事故時の原子炉内は、水と蒸気の混在するいわゆる二相流状態となり、特に小破断LOCAの場合には、系内の水と蒸気の分布が事象の推移や炉心冷却を支配する。LSTF実験では、様々な事故条件に関してこのような原子炉内の変化を模擬した実験を行い、実験装置内の熱水力挙動を約2300点の計測器によって詳細に計測している。これらの計測値をもとに、装置内の熱水力挙動をコンピュータ画像によってアニメーション化するシステムを開発した。このシステムは、実験結果のみならず解析結果の表示機能も有しており、解析者のためのツール並びに実験結果、解析結果のプレゼンテーション用として有効である。
