検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

報告書

サーマルストライピング現象の熱流動に関する実験研究; 平行三噴流体系を用いたナトリウムおよび水の温度変動特性の比較

木村 暢之; 三宅 康洋*; 宮越 博幸; 長澤 一嘉*; 五十嵐 実; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-077, 96 Pages, 2003/06

JNC-TN9400-2003-077.pdf:3.96MB

高速炉において、温度の異なる流体が混合し、その際に発生する温度変動が構造材へ伝わることにより、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)の評価手法を確立することは重要である。サーマルストライピング現象の評価において、流体中での温度変動特性、流体から構造材への温度変動の伝達特性、構造材中の温度変動の伝播特性を取り込んだ上で、構造健全性を評価することで、安全性担保と合理的な設計が可能となる。 高速炉の冷却材として検討されているナトリウムに比べ、一般産業で多く使用される水では、熱伝導率が約1/100であることから、温度変動特性が異なると考えられる。そこで、本研究では、3本鉛直壁噴流体系のナトリウム試験と水試験をほぼ同一の寸法形状で実施し、ナトリウムと水の物性の違いによる噴流間混合現象への影響を評価した。試験パラメータとしては、水試験をリファレンスとし、ナトリウム試験において、流速を同じにしたケースとRe数を同じにしたケースの2ケース行った。また、噴流の混合形態の異なる条件として3本の噴流の吐出速度が等速条件、非等速条件、ならびに1本の噴流の流速をゼロとした2噴流条件の3パターン実施した。 その結果、各噴流条件ともナトリウムの方が水に比べて、噴流間の流体混合が発生する領域が下流側になることが明らかとなった。また、温度変動のパワースペクトル密度(PSD)は、流速一致条件でナトリウムと水の結果が一致した。壁面近傍では、水に比べて、ナトリウムの温度変動のPSDは低周波数成分側が小さくなることがわかった。構造材の疲労損傷を評価する上で重要な変動の振幅とその頻度を分析する上で、流体温度変動の波形分析(レインフロー法)を行った結果、全体的な傾向はナトリウムと水で一致した。 これらのことから、温度変動の空間分布、周波数および振幅に関して、同一寸法形状、流速一致条件での水試験により得られた結果を使用して実機を評価できる見通しが得られた。

報告書

サーマルストライピング現象の熱流動に関する研究; DNSを用いた平行三噴流ナトリウム試験解析

木村 暢之; 長澤 一嘉*; 宮越 博幸; 三宅 康洋*; 五十嵐 実; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-003, 66 Pages, 2002/10

JNC-TN9400-2003-003.pdf:3.61MB

高速炉において、温度の異なる流体が混合し、その際発生する温度変動が構造材へ伝わることにより、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)の評価手法を確立することは重要である。サーマルストライピング現象の評価において、流体中での温度変動特性、流体から構造材への温度変動の伝達特性、構造材中の温度変動の伝播特性を取り込んだ上で、構造健全性を評価することで、安全性担保と合理的な設計が可能となる。 流体中での温度変動特性が構造材表面へ達する過程において、流体混合により発生した温度変動が、構造材近傍に存在する流体の速度/温度境界層により、温度変動挙動の変化を明らかにするために、構造物の熱容量による温度変動の減衰効果を切り離し、境界層による挙動の変化のみに着目したDNS解析を実施した。本解析は、3本の噴流を平行に設置し、鉛直に吐出する平行三噴流ナトリウム試験に対して実施した。中央の噴流を低温、左右の噴流を高温に設定し、3つの噴流の吐出速度が0.5m/sで等しい条件について実施した。 本解析結果と実験結果を比較すると、壁面から離れた位置では時間平均温度場および温度変動のスペクトル密度はよく一致しており、本解析により実験の温度/速度場を良好に模擬できていることがわかった。実験では壁面近傍で温度変動強度が小さくなるのに対し、解析では壁面近傍での温度変動強度の減衰は見られなかった。すなわち、Na体系では流体の速度境界層による温度変動の減衰効果はごく小さい。壁面のごく近傍における流体の温度変動強度は、壁(構造材)との熱的相互作用により減衰することが示され、現象を評価する上でその考慮が重要である。また、解析結果より乱流2次モーメントを求め、壁面の摩擦による影響を評価した。

報告書

Analysis of Leak Propagation for Dblselections of MONJU Steam Generators

H.Tanab*; Miyake, Osamu*; M.hori*; Y.Ohmor*; Daigo, Y.*; Sato, Minoru*; T.Takah*

PNC TN943 81-02, 25 Pages, 1981/01

PNC-TN943-81-02.pdf:0.59MB

None

報告書

Computer Code for Large Leak Sodium-Water Reaction Analysis (SWACS/REG3) (Input Manual); Large Leak Sodium-Water Reaction Analysis (Report No.7)

Miyake, Osamu*; Shindo, Yoshihisa*; Sato, Minoru*

PNC TN952 79-20TR, 81 Pages, 1979/09

PNC-TN952-79-20TR.pdf:3.52MB

A computer code, SWACS, has been developed for analyzing a large-scale sodium-water reaction accident in a steam generator system of LMFBRs. The SWACS integrated code system is capable of predicting the principal events relevant to the large-scale water leak accident in the steam generator of LMFBRs: leaking flow of water/steam mixture from a ruptured heat-transfer tube into sodium in any one of the steam generators; propagation of pressure wave generated by sodium-water reaction both within the faulted steam generator and into the secondary cooling system ; and hydraulic transients induced in the secondary cooling circuit and reaction relief system. The water/steam leaks postulated in the SWACS code are, in principle, equivalent to those from the breach of one double-ended (guillotine) rupture of heat-transfer tube. This report is an input manual of the SWACS code and describes the structure of SWACS, input/output format and sample cases for demonstration. It is to be noted that a companion volume (PNC SN952-79-19) explains the underlying models and numerical methods adopted in the SWACS code.

報告書

Computer Code for Large Leak Sodium-Water Reaction Analysis-SWACS/REG3-(Program Description):Large Leak Sodium-Water Reaction Analysis(Repart No.3 Revision

Miyake, Osamu*; Shindo, Yoshihisa*; Sato, Minoru*

PNC TN952 79-19TR, 44 Pages, 1979/09

PNC-TN952-79-19TR.pdf:2.8MB

A computer code, SWACS, has been developed for analyzing a large-scale sodium-water reaction accident in a steam generator system of LMFBRs. The SWACS integrated code system is capable of predicting the principal events relevant to the large-scale water leak accident in the steam generator of LMFBRs: leaking flow of water/steam mixture from a ruptured heat-transfer tube into sodium in any one of the steam generators; propagation of pressure wave generated by sodium-water reaction both within the faulted steam generator and into the secondary cooling system ; and hydraulic transients induced in the secondary cooling circuit and reaction relief system. The water/steam leaks postulated in the SWACS code are, in principle, equivalent to those from the breach of one double-ended (guillotine) rupture of heat-transfer tube. This report summarizes the underlying models and numerical methods adopted in the SWACS code. It is to be noted that a companion volume (PNC SN952 79-20) may serve as an input manual for users. SWACS contains and controls the following three prenomenological modules SWAC-11, -5K/7 and -13: (1)SWAC-11 is the module for analyzing the water-side transients and the leaking flow of water/steam mixture into sodium of a faulted steam generator. Fundamental equations are one-dimensional mass, momentum and energy conservation for either subcooled or saturated water, or superheated steam. The two phase flow is assumed to be homogeneous (non-slip) flow in thermal equilibrium between the two phases. Compressibility of the fluid is considered for accounting the rapid transient of the water/steam flow in the very early stage of tube rupture. Boundary conditions are imposed at the inlet and outlet headers of water loop and the openings of the ruptured heat-transfer tube. The back pressure at the openings is taken as the pressure of reaction zone which is provided by the SWAC-5K/7 module. (2)SWAC-5K/7 analyzes the behavior of rapid pressure transient, called ...

口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,2; 実炉組合照射(JRR-3$$Leftrightarrow$$常陽)及びホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)作業の報告

松井 義典; 高橋 広幸; 市瀬 健一; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 岩松 重美; 米川 実; 伊藤 和寛; 山本 雅也; 曽我 知則; et al.

no journal, , 

平成18年度から文部科学省の受託事業として「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」を実施している。この研究開発において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な照射材を高速炉の常陽と研究炉のJRR-3との相互組合せ照射により、約2年間の短期間で取得した。この常陽及びJRR-3の照射を実施するにあたり、日本原子力研究開発機構の大洗研究開発センター及び原子力科学研究所の各原子炉施設及び各ホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)を利用する全体計画,各施設作業及び照射結果等について報告する。

口頭

人の歯のエナメル質の標準試料作成に向けて; 試料処理方法による信号生成効率の比較

戸高 安曇*; 豊田 新*; 舘 萌々子*; 島崎 達也*; 岡 壽崇; 山口 一郎*; 井上 一彦*; 保田 浩志*; 廣田 誠子*; 谷 篤史*; et al.

no journal, , 

人の歯を用いたESR(電子スピン共鳴)線量計測では、吸収線量とエナメル質中の炭酸ラジカル強度の関係(検量線)を用いた検量線法を用いるのが通例であり、この検量線を作成するため、各研究グループは独自の標準試料を準備している。しかし、これらの標準試料は独自のプロトコルに基づいて作製されているため、ある意味では線量計測手順が「標準化」されているとはいえない。そこで国内で共通の標準試料を作製することにした。歯のエナメル質抽出の過程で、作業を行った研究室ごとに検量線の傾き(感度)が大きく違わないことが重要であるという観点から、国内5つの研究室で抽出したエナメル質の吸収線量に対する感度を調べたところ、抽出法に起因すると考えられる差異は認められなかった。

8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1