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論文

Validation of plant dynamics analysis code using shutdown heat removal test-17 performed at the EBR-II

大平 博昭; 堂田 哲広; 上出 英樹; 岩崎 隆*; 南 正樹*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.2585 - 2592, 2015/05

IAEAの主催によりEBR-IIのSHRT-17試験を用いたベンチマーク解析が2012年から行われてきた。本ベンチマーク解析の条件は米国アルゴンヌ国立研究所より提供され、参加機関で熱流動解析コードやプラント動特性解析コードのための解析モデルの開発を行った後に、スクラム後900秒までのブラインド解析を実施した。原子力機構も本ベンチマーク解析に参加しプラント動特性解析コードSuper-COPDを用いてSHRT-17試験の解析を実施した。ブラインド解析の後に試験データがアルゴンヌ国立研究所より提供されたため、Super-COPDの解析結果と比較したところ、高圧プレナム入口温度は全解析時間に渡り試験結果と比較的よく一致することがわかった。一方、Zパイプの入口温度及びIHX2次側出口温度は、主ポンプ流量の差及び提供情報不足による上部プレナム解析モデルの不適切さに起因して、最初の400秒間で試験結果と差が生じるものの、それ以降の自然循環特性が支配的となる時間帯ではよく一致することがわかった。したがって、ブラインド解析に用いたSuper-COPDの解析モデルは、自然循環挙動を比較的精度よく予測できることがわかった。

論文

Trial visualization of fast reactor design knowledge

吉川 信治; 南 正樹*; 高橋 忠男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.709 - 714, 2011/04

高速増殖炉のような大規模なシステムの設計においては、ある仕様に関する決定が別の仕様選定に関する工学的判断の前提条件として引き渡される、という相互関係が重要であるが、保管されている技術資料は個別の工学的判断に関する知識を記載したものが主で相互関係についての記述は少ない。また、幾つかの仕様について検討はされたが見送られた選択肢があるが、その中には将来の技術開発等によって再び価値を獲得する可能性があるものがある。その仕様が採択された場合のシステムを仮想的に検討することは、将来のシステム設計における柔軟性の向上に資することが考えられる。このような検討においても、仕様間の相互関係に沿って他の仕様への影響を考慮することが重要である。本研究では個々の仕様選択に関する知識を仕様相互の関係に沿って表示することにより、設計問題の構造を可視化するソフトウェアを試作し、有効性の評価と課題の抽出を行った。

報告書

Super-COPDを用いた「もんじゅ」炉心安全解析モデルの構築

山田 文昭; 南 正樹*

JAEA-Data/Code 2010-023, 79 Pages, 2010/12

JAEA-Data-Code-2010-023.pdf:3.27MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖炉研究開発センター原子炉設置許可申請書(高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設)添付書類十安全評価の「運転時の異常な過渡変化の解析」及び「事故解析」のうち、炉心冷却能力の解析(21事象)に用いる計算コードに、モジュール型プラント動特性解析コードSuper-COPDの適用を目的として、Super-COPDを用いた「もんじゅ」炉心安全解析モデルを構築した。構築した炉心安全解析モデルは、モデルごとに従来計算コードの計算結果と比較したうえで、結合した解析モデルにより炉心冷却能力の解析への適用を行い、双方の結果から炉心冷却能力の解析への適用性を評価した。

報告書

Data description for coordinated research project on benchmark analyses of sodium natural convection in the upper plenum of the Monju reactor vessel under supervisory of Technical Working Group on Fast Reactors, International Atomic Energy Agency

吉川 信治; 南 正樹*

JAEA-Data/Code 2008-024, 28 Pages, 2009/01

JAEA-Data-Code-2008-024.pdf:5.83MB

「もんじゅ」において1995年に行われたプラントトリップ試験時に観測された、炉上部プレナム内のナトリウムの温度成層化の数値シミュレーションに必要な情報として、試験の概要,炉心上面から炉容器出口ノズルまでの炉上部プレナムの幾何形状,炉心上面のナトリウム流入境界条件をまとめた。

論文

Studies of fast-ion transport induced by energetic particle modes using fast-particle diagnostics with high time resolution in CHS

磯部 光孝*; 東井 和夫*; 松下 啓行*; 後藤 和幸*; 鈴木 千尋*; 永岡 賢一*; 中島 徳嘉*; 山本 聡*; 村上 定義*; 清水 昭博*; et al.

Nuclear Fusion, 46(10), p.S918 - S925, 2006/10

 被引用回数:25 パーセンタイル:31.38(Physics, Fluids & Plasmas)

将来の核融合炉におけるアルファ粒子等の高速イオンによるMHD不安定性の励起とそれに伴うアルファ粒子の異常損失の危惧から、近年、高速粒子モード(EPM)やTAEモードといったMHD不安定性と高速イオンとの相互作用、並びにその結果生ずる高速イオン輸送・損失に関する研究が重要視されるようになってきている。核融合科学研究所のCompact Helical System(CHS)では、シンチレータを利用した高速イオンプローブ,高速中性粒子分析器、並びに多チャンネルHalpha光計測システム等を駆使して上記を研究対象とした実験を進めている。最近の研究から、中性粒子ビーム(NB)加熱プラズマにおいて発生するバースト的EPMモード(m/n=3/2)により、入射エネルギー近傍のエネルギーを持つ高速イオンのみが大半径方向外側へ排出されていることがわかった。磁場揺動レベルが最大に達した頃に高速イオンの排出が始まり、磁場揺動の周波数は、排出が始まると同時にダウンシフトを示す。高速イオン排出が収まるのとほぼ同時に磁場揺動も収まり、これらの観測結果は、このモードは入射エネルギー近傍の高速ビームイオンによりいわば共鳴的に励起されていることを示唆している。また、TAEモードについては、2機のNBを低密度プラズマに接線co-入射した場合に、顕著な高速イオンの排出が確認された。

報告書

FBRプラントエンジニアリングシステムの開発

南 正樹*; 坂田 英明; 吉川 信治; 山田 文昭

JNC-TN4410 2005-001, 123 Pages, 2005/03

JNC-TN4410-2005-001.pdf:6.81MB

将来の多様な高速炉プラントの概念設計を支援することを目的として、「もんじゅ」の設計手法をベースとした、FBRプラントエンジニアリングシステムの開発を進めている。これまでに本システムは、「もんじゅ」の予備設計から概念設計までの設計手法を対象に、炉心燃料及び主冷却系の基本的な設計仕様を評価することができる「FBRプラント概念検討システム」と、設計仕様の相互の関係が複雑かつ設計手順が必ずしも明らとなっていない設計に対して、マトリクス処理とグラフ理論を適用して設計支援する「先進的設計支援ツール」をパソコン上に開発した。本システム開発の主な成果は以下の通り。(1)「もんじゅ」の予備設計から概念設計段階で検討した基本的かつ主要な設計仕様の選定の経緯及び根拠を調査し、概念設計支援を行なうために必要な設計手法を集約した。(2)電気出力や主蒸気条件などの基本的な要件から、炉心燃料及び主冷却系の基本的な設計仕様の評価を行う、FBRプラント概念検討システムをパソコン上に開発した。(3)FBRプラント概念検討システムを用いて、「もんじゆ」の仕様値が模擬できることを確認した。また、「もんじゅ」以外のFBRプラントについて設計仕様値の試計算を行い、FBRプラント概念設計支援に適用できる見通しを得た。(4)マトリクス処理とグラフ理論を適用した先進的設計支援機能は、膨大な設計仕様の相互の関係を整理し、複雑な設計手順を効率良く把握する方法として有効であることを明らかにした。

口頭

高速増殖原型炉のプラント設計情報の体系化システム

吉川 信治; 南 正樹*; 高橋 忠男*

no journal, , 

高速増殖炉プラントの理解を深めるために、原型炉「もんじゅ」の設計において検討されたさまざまな技術情報を、プラント特性評価などの流れに沿って、互いに関連付けて把握するためのソフトウェアのプロトタイプを構築した。

口頭

Data description for the second Research Coordination Meeting (RCM) of the IAEA Coordinated Research Project (CRP) on "Benchmark Analyses of Sodium Natural Convection in the Upper Plenum of the MONJU Reactor Vessel"

吉川 信治; 南 正樹*

no journal, , 

本報告書は、「もんじゅ」炉容器上部プレナムの液体ナトリウムの熱流動解析のための技術データを説明するもので、その内容は、2008年9月にウィーンで開かれた第1回調整会議で原子力機構が提示を考慮すると述べた追加情報と、1995年12月に行われた性能試験中タービントリップ試験の際炉上部プレナムに挿入されていた熱電対列で計測された温度の時間変化グラフからなる。

口頭

プラント動特性解析コードSuper-COPDの整備,8; 「もんじゅ」安全解析用モデルの構築

山田 文昭; 南 正樹*

no journal, , 

「もんじゅ」炉心冷却能力評価の解析にプラント動特性解析コードSuper-COPDの適用を目的として、炉心から冷却系までを一連で計算する安全解析用解析モデルを構築し、代表事象の適用解析によって、炉心冷却能力評価の解析に適用できることを明らかにした。

口頭

EBR-II試験データを用いた自然循環除熱評価手法の妥当性確認解析

堂田 哲広; 井川 健一*; 南 正樹*; 岩崎 隆*; 大平 博昭

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉では、冷却材の沸点と伝熱性能が高いことから原子炉出入口温度差を大きく取れる特徴を活かし、崩壊熱の最終ヒートシンクを空気とした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、自然循環時の炉心最高温度評価に必要な評価手法の妥当性確認の一環として、米国EBR-II炉の自然循環試験の解析を行い、実験データとの比較を行い、自然循環崩壊熱除熱時のプラント全体挙動及び燃料集合体内冷却材最高温度を十分な精度で予測できることを確認した。

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