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論文

超高温ガス炉(VHTR)の炉心概念設計; マルチホール型燃料の採用による炉心高度化

大橋 一孝; 西原 哲夫; 國富 一彦; 中野 正明*; 田沢 勇次郎*; 岡本 太志*

日本原子力学会和文論文誌, 7(1), p.32 - 43, 2008/03

950$$^{circ}$$Cもしくはそれ以上の高温の原子炉出口温度を目指す、超高温ガス炉(VHTR)の開発に関する関心が世界的に高まっており、GIF(第4世代原子炉システム国際フォーラム)においても、VHTRが候補炉型の一つとして取り上げられている。日本原子力研究開発機構においても、VHTRを用いた電力-水素併産プラントであるGTHTR300Cに関する開発を開始した。GTHTR300Cの研究では、出口温度950$$^{circ}$$CというVHTRの条件において、高温工学試験研究炉(HTTR)で実績のあるピンインブロック型燃料を採用した炉心での基本的な成立性の見通しを得たが、一方で、例えば1次系のメンテナンス時における作業員の被ばく線量低減の観点からの、炉心性能のさらなる向上も求められる結果となった。本論文では、マルチホール型燃料体による出口温度950$$^{circ}$$Cの炉心概念の構築を行い、メンテナンス線量に与える影響の検討を行った結果について報告する。後者については、GTHTR300に関して従来得られていた結果と比較してよりメンテナンス性に優れていることを示す。

報告書

高温工学試験研究炉の立地評価

沢 和弘; 塩沢 周策; 新藤 雅美; 田沢 勇次郎*; 伊与久 達夫*; 山口 幸四郎*; 見上 寿*; 北野 匡四郎

JAERI-M 91-158, 69 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-158.pdf:1.85MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の立地評価のため重大事故及び仮想事故の評価を行った。これらの事故を評価する目的は、対象となる原子炉施設と周辺の公衆との隔離が適切に確保されていることを示すことである。HTTRは、燃料として被覆燃料粒子、減速材及び炉心構造材として黒鉛を用いた高温ガス炉であり、事故条件下においても急激な温度の上昇が無く、燃料粒子被覆層の瞬時大量破損は生じない。従って、立地評価事故の事象選定及び線量評価は、軽水型原子炉と異なる方法で行っている。HTTRの重大、仮想事故としては、1次冷却設備二重管破断事故を選定した。線量の評価にあたっては、HTTRの特徴を考慮して、炉心内に蓄積している核分裂生成物の時間遅れ(時間依存)放出を仮定した。本報は、HTTRの立地評価事故の事象選定の考え方、線量評価方法、評価結果について述べたものである。

報告書

高温ガス炉の事故時における燃料からの核分裂生成物放出割合解析コード; RACPAC

沢 和弘; 田沢 勇次郎*; 板倉 洋文*

JAERI-M 91-128, 33 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-128.pdf:0.91MB

高温ガス炉の事故時における、炉心からの核分裂生成物(FP)の放出量を解析するために、計算コードRACPACを開発した。本コードは、以下のような特徴を有している。(1)原子炉停止後の被覆燃料粒子からのFP放出割合を、換元拡散係数を用いた解析解に基づき計算する。(2)核種毎の換元拡散係数は、通常運転時におけるFPの放出速度と生成速度の比(R/B)のデータから計算することができる。(3)事故後の炉心温度挙動に伴う放出割合の変化を計算することができる。本報告書は、RACPACで扱っている被覆燃料粒子からのFP放出モデル、換元拡散係数の計算方法、使用方法及び計算例を述べたものである。

論文

Analytical method and result of fission product release from core during a depressurization accident of HTTR

沢 和弘; 見上 寿*; 田沢 勇次郎*; 塩沢 周策

Proc. of the Behaviour of Gas Cooled Reactor Fuel Under Accident Conditions, p.117 - 123, 1991/00

HTTRの安全評価において、1次冷却設備二重管破断事故時の被ばく評価を行っている。この事故時には、燃料温度は長期間にわたって比較的高温になる。従って、核分裂生成物の追加放出を考慮する必要がある。減圧事故時に炉心から放出される核分裂生成物の量を計算するために、HTCOREコードを開発した。本コードは、事故時に炉心から放出される核分裂生成物量を、放出速度を基に時間依存で計算する。HTTRの減圧事故時に炉心から原子炉格納容器内に追加放出される核分裂生成物の量は、希ガス4.8$$times$$10$$^{13}$$MeV・Bq、よう素-131、5.5$$times$$10$$^{13}$$Bq、セシウム-137、2.6$$times$$10$$^{12}$$Bqと評価された。

論文

高温ガス炉プラント動特性解析コードの開発

大橋 一孝*; 三竹 晋; 鈴木 勝男; 田沢 勇次郎*

FAPIG, (116), p.11 - 17, 1987/07

原子力プラントの設計のなかでも、プラント安全解析、制御特性解析、熱過度解析等の設計分野において、プラント動特性解析の果たす役割は大きい。著者らは、1983年に高温工学試験研究炉用のプラント動特性解析コードVESPERを開発し、本炉の設計に活用するとともに、合理化設計等に応じるためのコード改良・整備を進めてきた。本稿では、このVESPERコードの内容を紹介するとともに、プラント安全解析と制御特性解析の解析例を示す。

口頭

超高温ガス炉(VHTR)の概念設計,3; 金属FP放出量評価

田沢 勇次郎*; 岡本 太志*; 大橋 一孝; 國富 一彦

no journal, , 

実用超高温ガス炉(VHTR)で検討している2つの燃料体形式(ピンインブロック型燃料体, マルチホール型燃料体)について、原子炉運転中に1次冷却材中へ漏洩するFP放出量評価を実施した。この結果、マルチホール型燃料体の方が放出量は少なく、1次系機器メンテナンス等の面で有利であることを確認した。

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