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論文

A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00489_1 - 19-00489_16, 2020/06

日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。

論文

A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。

論文

Development of an evaluation methodology for the natural circulation decay heat removal system in a sodium cooled fast reactor

渡辺 収*; 大山 一弘*; 遠藤 淳二*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 上出 英樹; 村上 貴裕*; 江口 譲*

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(9), p.1102 - 1121, 2015/09

 被引用回数:11 パーセンタイル:73.32(Nuclear Science & Technology)

自然循環崩壊熱除去系を採用した1500MW出力ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全性を確保するための自然循環評価手法を開発した。この評価手法は、炉心温度平坦化を考慮して炉心最高温度を評価できる1次元安全解析、1次系と崩壊熱除去系の局所的な流れや温度成層化を評価できる3次元流動解析、統計的安全評価手法から構成される。1次元及び3次元解析手法の妥当性をSFR1次冷却系の1/10スケール水試験と1次系及び崩壊熱除去系の1/7スケールナトリウム試験の結果を用いて確認し、1次元安全解析手法のSFR実機評価への適用性を乱流モデルが組込まれた3次元解析の結果との比較によって確認した。最後に、1次元安全解析手法を用いてSFR実機を対象とした統計的安全評価を実施した。

論文

Chemical form consideration of released fission products from irradiated fast reactor fuels during overheating

佐藤 勇; 田中 康介; 小山 真一; 松島 健一*; 松永 純治*; 平井 睦*; 遠藤 寛*; 羽賀 一男*

Energy Procedia, 82, p.86 - 91, 2015/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:22.25(Nuclear Science & Technology)

高速炉シビアアクシデントの加熱条件を模擬した実験が照射燃料を用いて、これまでに行われている。本研究では、照射燃料に含まれている核分裂生成物(FP)の化学形を熱化学的平衡計算で評価した。温度2773Kと2993Kでは、Cs, I, Te, Sb, Pd及びAgのほとんどは気体状の成分でである。CsとSbは温度勾配管(TGT)で検出されているが、その化学形としては元素状Cs, CsI, Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$, CsO及び元素状Sb, SbO, SbTeと推測される。実験結果と計算結果を比較すると、CsIは熱化学的に振る舞い、TGTで捕捉されるが、一方で、元素状Csは微粒子状で移動する傾向にある。気相のFPの移動挙動は、熱化学的のみならず、粒子動力学にも従うものと考えられる。

論文

Sodium experiments on natural circulation decay heat removal and 3D simulation of plenum thermal hydraulics

上出 英樹; 小野 綾子; 木村 暢之; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13), Companion CD (CD-ROM), 11 Pages, 2015/04

自然循環による崩壊熱除去は長期の全電源喪失時など高速炉の安全性評価において重要な特性である。ここでは7集合体炉心モデルを有するナトリウム試験装置を用い、自然循環時の炉心部熱流動現象並びに崩壊熱除去系における自然循環特性を明らかにした。炉心部では集合体間ギャップ部を通る自然対流(インターラッパーフロー)の顕著な除熱効果を確認するとともに、長期崩壊熱除去における空気冷却器の低温条件下での自然循環特性を明らかにした。また、崩壊熱除去系熱交換器の自然循環時の3次元熱流動現象(温度成層化やバイパスフロー)について3次元解析手法の適用性を実験との比較により示した。

口頭

空気冷却器スタックの破損時における除熱量確保の検討

清水 正廣*; 遠藤 淳二*; 近澤 佳隆; 久保 重信

no journal, , 

ナトリウム冷却炉(JSFR)の崩壊熱除去系では、長尺のスタックにより、空気流量を確保し、自然循環による炉心冷却を行う設計としている。本報告では、外的事象によるスタックの破損を想定した場合の対策及びその除熱量について述べる。

口頭

過熱時の照射済高速炉燃料からの放出FPの化学形に関する考察

佐藤 勇; 田中 康介; 小山 真一; 松島 健一*; 松永 純治*; 平井 睦*; 遠藤 寛*; 羽賀 一男*

no journal, , 

照射済燃料中の核分裂生成物・燃料元素に対する加熱試験条件を模擬し、熱力学平衡計算コードを用いて気相化学形及び付着化学形の推定を行い、過熱時の燃料からの核分裂生成物の放出挙動を検討した。

口頭

GIFの安全設計クライテリアに適合するSFRのLOHRS対策設備の検討,3; 設計要求への適合性評価

久保 重信; 近澤 佳隆; 島川 佳郎*; 遠藤 淳二*; 坂場 弘*

no journal, , 

Generation-IVインターナショナルフォーラムで検討されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)のための安全設計クライテリア(SDC)に適合しうる除熱系喪失事象(LOHRS)対策設備の検討を実施した。本稿では、具体化した設備構成のSDC要求への適合性について報告する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉における3次元自然循環除熱特性評価

遠藤 淳二*; 大山 一弘*; 渡辺 収*; 堂田 哲広

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉では自然循環による崩壊熱除去系の採用が指向されている。本研究では、自然循環除熱時に原子炉容器や1次冷却系各部で生じる温度成層化や自然対流現象が崩壊熱除去へ与える影響を検討するため、外部電源喪失事象を対象に炉心を含む1次冷却系から崩壊熱除去系までを模擬したCFD解析を実施した。その結果、自然循環への移行時にコールドレグ配管に偏流がみられるものの、炉心は安定して冷却されることが確認された。

口頭

タンク型SFRの原子炉トリップ時の熱過渡評価

加藤 篤志; 小野田 雄一; 宮川 高行*; 遠藤 淳二*; 久保 幸士*

no journal, , 

600MWe級のタンク型ナトリウム冷却高速炉について、炉内流況適正化のための対策構造の効果を評価するとともに、手動トリップ、および外部電源喪失時の代表的な熱過渡事象時の熱流動解析、および構造解析を行い、原子炉構造の健全性を評価した。

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