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論文

Design study and comparative evaluation of JSFR failed fuel detection system

相澤 康介; 近澤 佳隆; 石川 信行; 久保 重信; 岡崎 仁*; 水戸 誠*; 戸澤 克弘*; 林 真照*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.465 - 474, 2012/06

日本において、JSFRの設計研究が進められている。JSFRは2種類の破損燃料検出系を有している。一つは、炉内の燃料破損を検出するFFDである。もう一つは、破損した燃料集合体を位置決めするFFDLである。本研究では、FFDへの要求性能を整理し、それを満足する実証炉用FFD及び実用炉用FFDを設計した。実用炉FFDは、炉上部プレナムのナトリウムをサンプリングするシステムを採用し、炉上部プレナム内の流動解析を実施して性能を確認した。実証炉用FFDは、1次系配管の外側に検出器を設置するシステムを採用し、遮へい解析等を実施して性能を確認した。FFDLについては、既往炉及び過去の研究開発の経験を整理した。セレクタバルブ法FFDLはPhenixとS-Phenixの経験を調査し、タグガス法FFDLはEBR-IIとFFTFの経験を調査した。これらの調査結果をもとに、両システムのJSFRへの適合性を評価した。

論文

Critical current measurement of prototype NbTi cable-in-conduit conductor for JT-60SA

木津 要; 土屋 勝彦; 尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 星 亮; 濱口 真司*; 布谷 嘉彦; 吉田 清; 松川 誠; 柳 長門*; et al.

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.1058 - 1062, 2009/06

 被引用回数:12 パーセンタイル:65.67(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA装置のEFコイルの最大運転電流と最大経験磁場は、20kA, 6.2Tである。EFコイル導体はSS316LジャケットのNbTiケーブル・イン・コンジット型導体である。導体の性能を確認するために、サンプル導体を製作し、コイルの運転条件における分流開始温度($$T$$$$_{rm cs}$$)の測定を行った。その結果、20kAにおける、導体の$$T$$$$_{rm cs}$$の劣化は0.01$$sim$$0.08K程度であり、導体構造と製作方法による性能の大きな劣化は観測されず、実機導体設計の妥当性を確認できた。また、標準運転シナリオにおける運転電流・運転温度と試験結果との比較を行い、1K以上の温度マージンがあることを確認した。

論文

A Conceptual design study of a small natural convection lead-bismuth cooled reactor without refueling for 30 years

近澤 佳隆; 此村 守; 水野 朋保; 水戸 誠*; 丹治 幹雄*

Nuclear Technology, 154(2), p.142 - 154, 2006/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.64(Nuclear Science & Technology)

実用化戦略調査研究フェーズIIの一環として、分散電源を想定して、経済性、安全性などの要求条件を満たす鉛ビスマス冷却小型炉の概念設計を実施した。炉心設計では窒化物燃料、ダクトレス集合体を使用した炉心の採用により、30年以上の長寿命を達成した。プラント設計では、自然循環方式の採用や、原子炉容器内への蒸気発生器設置によりシステムを簡素化した。安全性の面では固有・受動的安全性によりATWS発生時に、高温整定し、炉心損傷防止する概念の可能性を追求した。経済性は都市部電源としては割高だが、燃料無交換壁地電源として有望なことが明らかになった。

論文

A Comparative design study of Pb-Bi cooled reactor cores with forced and natural convection cooling

水野 朋保; 江沼 康弘; 水戸 誠*; 丹治 幹夫*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), P. 36611, 2003/00

Pb-Bi冷却窒化物燃料炉心について、自然循環冷却炉心と強制循環冷却炉心の設計を行い設計基準外事象の炉心安全特性を解析評価した。炉心燃料設計では、どちらの概念も増殖特性を含め実用化戦略調査研究で期待している目標性能を満足できるみこみであること、ただし、強制循環炉心の方がブランケットを含めた全体の取出し平均燃焼度を高くできる可能性があるので有利であることを示した。また、安全特性解析では、自然循環炉心のUTOP自走、強制循環炉心のULOF事象でも燃料破損の発生なしに事象消息できる可能性があることを示した。

論文

Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor Conceptual Design in Feasibility Study

早船 浩樹; 江沼 康弘; 水野 朋保; 惣万 芳人; 此村 守; 水戸 誠*; 丹治 幹雄*

ロシア高速炉国際会議, 0 Pages, 2003/00

重金属冷却炉における有望概念として、炉心性能向上の観点から有望と評価された自然環循及び強制循環冷却方式の中小型Pb-Bi冷却炉について概念設計研究を実施した。その結果、両概念とも経済性、炉心性能目標を達成可能な見通しである。

口頭

JT-60SAのプロトタイプ型NbTiケーブル・イン・コンジット導体の臨界電流測定

木津 要; 土屋 勝彦; 星 亮; 吉田 清; 松川 誠; 尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 濱口 真司*; 柳 長門*; 今川 信作*; et al.

no journal, , 

JT-60SA装置のEFコイルの最大運転電流と最大経験磁場は、20kA,6.2Tである。EFコイル導体はSS316LジャケットのNbTiケーブル・イン・コンジット型導体である。導体の性能を確認するために、コイルの運転条件における分流開始温度(Tcs)の測定を行った。その結果、6.2Tにおける、導体のTcsの劣化は0.02$$sim$$0.07K程度であり、導体構造と製作方法による性能の大きな劣化は観測されず、実機導体設計の妥当性を確認できた。

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