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論文

Analysis of a BWR turbine trip experiment by entire plant simulation with spatial kinetics

朝日 義郎; 鈴土 知明; 石川 信行; 中塚 亨

Nuclear Science and Engineering, 152(2), p.219 - 235, 2006/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

BWRタービントリップの実験をTHYDE-NEUコードを用いて解析した。プラントは(コンデンサを含む)閉ループとして扱った(このような解析例は著者は他には知らない)。このためには湿分分離器モデルとジャンクションでの流路面積変化による可逆圧変化を考慮に入れることが必要である。反応度概念を用いない3次元動特性モデルを使用した。THYDE-NEUはこの体系の熱水力結合の零過渡解析ができることを確認した。本実験での3次元動特性に影響を与える諸因子の中にはバイパス弁開度の時間変化,気液非平衡モデル,断面積のテーブル内挿で使う冷却材密度の表現法がある。これらを調整すれば炉平均LPRM値が0.63sでスクラム信号発生の設定値に達するという実験条件を満足させることができることがわかった。他の計算結果も実験結果とよく一致した。

報告書

THYDE-NEU; Nuclear reactor system analysis code

朝日 義郎

JAERI-Data/Code 2002-002, 332 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-002.pdf:10.6MB

THYDEコードに関して、前報告書刊行後に改良した諸項目を含めて、あらためて報告する。改良した点は(1)気液速度差による熱輸送モデル,(2)タービン・コンデンサーモデル,(3)低圧時の初期設定モデルである。これらの改良によって原子力発電プラントの全体解析が可能となった。今1つの改良点は3次元原子炉動特性解析機能の追加である。これによって、原子炉の安全性及び動特性のより精確な模擬が可能となった。

論文

A Spatial kinetics method ensuring neutronic balance with thermal-hydraulic feedback and its application to a main steam line break

朝日 義郎; 奥村 啓介; 小瀬 裕男*

Nuclear Science and Engineering, 139(1), p.78 - 95, 2001/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.07(Nuclear Science & Technology)

THYDEコードの3次元炉動特性オプションとして直接陰解法(IDI法)を開発した。中性子拡散方程式に完全陰解法を適用した後に、保存型を保持するように空間差分化をする。得られた式を解く時に、関係する全変数の連続性が保障されているならば、反復法による解は複雑な加速法を用いなくとも早く収束する。中性子数の非保存に対する一般的な式が与えられている。この式によれば、IDI法における非保存は収束条件と直接に関係している。THYDEコードの熱水モデルについても簡単に述べてある。中性子拡散と熱水力とに対する反復解法が必要とする全変数の連続性は自動的時間幅制御を可能とする。過渡問題を正しく定義する観点のみならずコード検証の観点からも過渡解析コードは零過渡解析を行うことができなければならない。サンプル問題を解いて、IDI法が適切であることが確認されている。

論文

Transient analysis of loss of feed water at PIUS experimental apparatus

渡辺 正; 朝日 義郎; 藤井 幹也*; 安濃田 良成; 田坂 完二*; 久木田 豊

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.315 - 320, 1991/00

固有安全(PIUS)炉の熱水力挙動を調べるため、小型の装置を用いて行われた給水喪失実験の解析を、THYDE-Wコードにより行った。THYDE-Wは軽水炉安全解析用に開発されたコードであり、PIUS炉の実験解析への応用は今回が初めてである。解析により一次系流量、ポンプ回転数、ポイズンタンク入口温度は良く模擬されたものの、ポイズンタンクから一次系への流入量、及び一次系ポンプ入口温度の低下が過大評価された。これは、ポイズンループ中の形状損失係数の過小評価が原因と考えられる。また、ポイズンタンクの冷却系を省略したため、タンク出口温度が過大評価された。さらに、感度解析により一次系内の最高温度、及びポイズン水の流入による温度変化は、ポンプ回転数の上限に比例することが確認された。このことは、安全な炉の停止のためには、ポンプの制御範囲を適切に設定する必要があることを示している。

報告書

THYDE-W; RCS(reactor coolant system) analysis code

朝日 義郎; 松本 潔; 平野 雅司

JAERI-M 90-172, 305 Pages, 1990/10

JAERI-M-90-172.pdf:5.1MB

THYDE-Wは、RCSのふるまいに関して、過渡解析のみならず、定常解析に応用できる。本コードは、定常解析では外乱なしの過渡方程式を満足する解を生成し、過渡解析では、各種外乱に対するRCSの応答を求める。THYDE-Wの最も重要な特長は、質量・運動量・エネルギが保存することである。本報告書の前半は、THYDE-Wで使われている諸方法と諸モデルの説明書であり、後半はコードの使用手引書である。

論文

Conceptual design of integrated reactor with inherent safery

朝日 義郎; 菅原 一郎*; 小林 敏樹*

Nuclear Technology, 91, p.28 - 50, 1990/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:31.39(Nuclear Science & Technology)

IRISの設計では受動的機器のみで燃料健全性を保障することに主眼を置く。大きなヒートシンクを持つので格納容器内の平均化エンタルピは非常に低く(58kcal/kg)熱容量は非常に大きい(10Gcal/$$^{circ}$$C)。1次流路は2重サイフォンを持ち、主循環ポンプをSG出口に持つ。受動性が高いので、いろいろな系統が簡素化されたり、除去されたのみならず、プラント配置条件が緩和されている。計算によって、幾何学的及び熱流力的諸パラメータを決めた。大きな負荷遮断にも対応できるように炉制御ロジックを設計した。安全解析を行ない、事故時に原子炉は受動的に停止すること、特にLOCAの時には炉外プール水が受動的にECC水として挙動することを確認した。制御棒がないので、ボイド係数が負であるという条件が特に重要である。ヒートパイプを用いて大気を崩壊熱除去の究極的ヒートシンクとして利用しているこので猶予時間が非常に長い。

論文

Analysis of spectral shift effect on reactor dynamics and its application to RBMK-1000 and light water reactors

朝日 義郎; 渡辺 正

Nuclear Science and Engineering, 101, p.226 - 242, 1989/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:21.17(Nuclear Science & Technology)

2群理論に基づいて、静的中性子増倍率とは別に、動的中性子増倍率が定義されている。原子炉の安定性とか、炉周期などの原子炉動特性に関係しているのは、前者ではなく後者である。従って、反応度係数は動的中性子増倍率から、スペクトルシフト効果を考慮に入れて、求められなければいけない。冷却材密度変化に伴なう短い時間範囲での原子炉安定性が議論されている。その方法をチェルノブイリ炉と軽水炉とに応用したところ、軽水炉は安定、チェルノブイリ炉は炉心ボイド率が低いとき、あるいは、燃焼度が高いとき不安定という結果を得た。

論文

Loss-of-coolant accident of JRR-2 in a safety analysis for core conversion

佐藤 猛; 佐藤 貢; 朝日 義郎; 小金澤 卓; 山口 森; 角田 準作

Japan-China Symp. on Reseach and Test Reactors, 11 Pages, 1988/00

JRR-2では、RERTR計画に基づき炉心全体を高濃縮燃料(濃縮度約93wt%)を中濃縮燃料(濃縮度約45wt%)に変更するため、原子炉施設の安全設計及び安全評価を見直した。なお、見直しに際しては、設計及び評価に最新の知見を取り入れ安全性がより一層確保されるようにした。本報告では、安全評価の一部である炉心の冷却能力低下に至る事故の中の「重水流出事故」について検討し、解析の結果を踏まえて非常冷却設備の新設、サンプピットポンプ増設等の工事に至った理由について述べたものである。

論文

Evaluation of PWR-LOCA under LOFT L2-3 condition

朝日 義郎; 新谷 文将; 渡辺 正

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(5), p.365 - 376, 1987/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:19.42(Nuclear Science & Technology)

商用PWRの破断LOCAの解析がLOFTL2-3条件下でTHYDE-P2コードを用いて行なわれている。LOFT系と商用PWRとには、大きな熱的幾何学的差があるにもかかわらず、計算結果は、LOFTL2-3をよく再現した。商用PWRはLOFTL2-3の事故条件下では、大きな安全裕度をもって現在の安全規模を満足している。

論文

Improvement of passive safety of reactors

朝日 義郎; 渡辺 正; 若林 宏明*

Nuclear Science and Engineering, 96, p.73 - 84, 1987/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:51.95(Nuclear Science & Technology)

原子炉の安全性を向上する新受動的装置が提案されている。現在のプラントをわずかに修正することによって、新装置を付置できる。新装置が、PWRの安全性をどういう具合に向上させるかを示すために、交流電源喪失条件下でのATWS(スクラム不動作を伴なう過渡事象)を解析してある。解析結果は、新装置がPWRの安全性を非常に向上させるということを示している。しかし、新装置を実用化するには、解決すべきいくつかの技術的項目がある。

報告書

THYDE-P2 code; RCS(reactor-coolant system) analysis code

朝日 義郎; 平野 雅司; 佐藤 一男

JAERI 1300, 172 Pages, 1986/12

JAERI-1300.pdf:4.15MB

THYDE-P2の特徴は新熱水力回路網モデルである。THYDE-P2は、LB-LOCA(大破断冷却材喪失事故)を含むところの種々の外乱に対して、RCSがいかに挙動するかを解析することができる。LB-LOCA解析に於いては、THYDE-P2は、方法とモデルの変更なしに、再冠水終了までの一貫解析をすることができる。この報告書の前半では、THYDE-P2の方法とモデルに関して、次のことが記述してある。(1)熱水力回路網モデル(2)各種コンポーネントモデル(3)燃料中の熱源(4)熱伝達相関式(5)燃料と被覆管の機械的挙動、及び(6)定常設定。後半は、THYDE-P2(SV04L08A版)の使用手引書になっていて、次のことが記述してある。(1)プログラムコントロール(2)インプットデータの入力方法(3)THYDE-P2計算の実行方法(4)計算結果の出力方法と(5)特に熱水力回路網モデルの性能を実証するサンプル問題。

報告書

ナトリウムの熱力学的諸物性値表

朝日 義郎; 田中 洋次*

JAERI-M 86-088, 46 Pages, 1986/06

JAERI-M-86-088.pdf:1.21MB

ナトリウムの熱力学的諸物性値を求める方法について述べてある。そして、その方法に従って諸物性値を求める計算プログラムSODIUMを作成し、実際に諸物性値テ-ブルを作成した。このテ-ブル群は、ナトリウム熱流力過程の数値シュミレ-ションに用いる事ができる。

論文

Some transient characteristics of PIUS

朝日 義郎; 若林 宏明*

Nuclear Technology, 72, p.24 - 33, 1986/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.9(Nuclear Science & Technology)

原子力発電プラントの動特性解析コードTHYDE-Wを用いて、PIUS炉の事故時の挙動が解析されている。最初に、1つのPIUS炉のモデル化と定常設定とが記述されている。外乱がないとき、過渡解はこのようにして得られた初期解から逸脱しないことが確認されている。次に、ポンプコーストダウン,蒸気発生器給水トリップ,1次流量閉塞,ボロン希釈に対して過渡計算がなされている。それらは、PIUS炉の固有の安全性が制御棒スクラムなしに確保されていることを示している。しかし、プール水の1次系への浸入は、潜在的に熱衝撃が起るかも知れない。

報告書

A THROUGH CALUCULATION OF 1,100MWe PWR LARGE BREAK LOCA BY THYDE-P1 EM MODEL(SAMPLE CALCULATION RUN 80)

金澤 昌之*; 朝日 義郎; 平野 雅司

JAERI-M 84-132, 97 Pages, 1984/07

JAERI-M-84-132.pdf:2.14MB

THYDE-P1は、加圧水型原子炉の冷却材喪失事故におけるブロードダウン、再浸水、再冠水過程を、一貫して解析するコードである。従来、同コードは種々の実験解析に適用され、最適評価(BE)計算コードとして、その高い解析性能が示されてきた。本報告では、同コードのブロードダウン、再浸水期の計算に対し、評価計算(EM)コードとして妥当とされているWREM/J2と同等の計算手法を確立し、それにより実施した最初の評価計算の結果を、WREM/J2の結果と比較検討した。本計算は、一連のTHYDE-P1サンプル計算のうち、RUN80として行なったものである。計算は、1.100MWeクラスの商用加圧水型原子力発電プラントの、コールドレグ、ギロチン破断による冷却材喪失事故(LOCA)を、400秒まで解析した。計算結果は、WREM/J2によるものと、良い一致が見られた。

論文

New non-equilibrium thermal-hydraulic model, (I); Theory

朝日 義郎; 鈴木 優一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(9), p.657 - 670, 1984/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:45.62(Nuclear Science & Technology)

五つの保存方程式とドリフトフラックスモデルとにもとづいて、非平衝熱水力回路の新しいモデルを開発した。これはTHYDE-Pコードとして実用化されている。このモデルを用いると、従来の熱伝達係数を用いて、冷却材喪失事故の一貫計算を行なうことが可能である。冷却材喪失事故解析が、熱水力モデルをテストする最も厳しいものとみなすことができることを考慮に入れると、新モデルは冷却系の動特性に関するいろいろな問題に応用する可能性があると考えられる。

論文

New non-equilibrium thermal-hydraulic model, II; Application to LOFT L2-3

朝日 義郎; 鈴木 優一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(10), p.753 - 763, 1984/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:45.62(Nuclear Science & Technology)

新非平衡熱水力モデルに基づくTHYDE-Pコードを用いて、LOFT L2-3の一貫解析がなされている。この解析で用いられているいろいろな仮定と相関式とが説明されている。プール条件でのDNB(核沸騰からの離脱)とリウェッティングとクエンチングとを調べるために、いくつかの助変数が定義されている。ガス相と液相との相間熱伝達係数は核沸騰と同じ圧力依存性を有すると仮定されている。しかし、燃料内の蓄積エネルギーと温度分布の定常度とを考えることによって、プール条件下での熱伝達モード遷移をより理解するための研究が更に必要である。

論文

Principles of PIUS: Some safety-related characteristics

朝日 義郎; 若林 宏明*

Transactions of the American Nuclear Society, 47, p.297 - 298, 1984/00

固有の安全性と充分な経済性とをもった小型炉は、次世紀における先進国及び発展途上国での電力選択肢の1つと考えられる。提案されている小型炉のなかに、ASEA-ATOMによるPIUS炉がある。25万KWeのPIUS炉について、安全解析部が開発したTHYDE-Wコードを用いて、その設計原理を吟味した。事故として(1)ポンプトリップ、(2)SG給水トリップ、(3)流量閉塞、(4)ボロン希釈を考えた。外乱の程度が大きい時、ケース(1),(2),(3)では、原子炉は自動的に停止した。ケース(4)では出力レベルのシフトが起った。PIUS炉はスクラム機構なしで、安全が確保されることがわかった。THYDE-WはPIUS炉の安全解析の強力な手段であることがわかった。

報告書

The JAERI code system for evaluation of BWR ECCS performance

鴻坂 厚夫; 秋元 正幸; 朝日 義郎; 阿部 清治; 村松 健; 新谷 文将; 佐藤 一男

JAERI 1283, 238 Pages, 1982/12

JAERI-1283.pdf:10.48MB

BWR、ECCS性能評価のため原研コードシステムの第1次版が完成した。このコードシステムは想定冷却材喪失事故の全過程を妥当な安全余裕を持って、ECCS、ECCSの性能評価を行うためのものであり、我国のECCS評価基準に従うものである。従ってこれらの計算コードは原子炉設計申請者の評価解析の方法や結果を検査するために使用することもできる。ここで報告されるBWRコードシステムは、分担の異なるいくつかのコードから成る。即ち種々の破断口に対するブローダウン解析用にALARM-B1、HYDY-B1、THYDEーB1があり、再冠水解析用にTHYDEーBREFFLOOD、ヒートアップ解析にはSCORCH-B2が用いられる。コードの内容とともに、実規模BWRについてのコードシステムの性能評価とシステム全体の妥当性についても報告する。

報告書

Analysis of PKL Test K9 by THYDE-P Code; CSNI ISP No.10 and THYDE-P Sample Calculation Run 70

小杉 誠司; 佐々木 忍; 朝日 義郎

JAERI-M 82-115, 63 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-115.pdf:1.57MB

PKLテストK9の解析をTHYDE-Pコードを用いて行なった。テストK9は、OECD-NEA-CSNIの国際標準問題No.10である。実験の目的は、重力注水による再浸水・再冠水過程を研究することにあり、両端ギロチン破断がコールドレグに起ったとして、緊急炉心冷却水をコールドレグに注入している。THYDE-Pは、加圧水型軽水炉の冷却材喪失事故におけるブローダウン及び再浸水・再冠水過程を解析するコードである。本報告では、THYDE-Pの検証及びモデル開発のために、計算結果と実験値を比較し、検討した。最適評価オプションを用いることによって、実験値との良い一致が得られた。

報告書

User's Mannual for THYDE-P1

朝日 義郎

JAERI-M 82-038, 55 Pages, 1982/04

JAERI-M-82-038.pdf:1.04MB

THYDE-PIは色々な外乱に対する軽水炉プラントの動特性に適用される計算コードである。本報告書は、THYDE-PI(SV02L03)の使用手引書である。インプット規約、定常設定、ジョブの実行、出力仕様について述べてある。

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