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論文

EBR-II passive safety demonstration tests benchmark analyses; Phase 2

Briggs, L.*; Monti, S.*; Hu, W.*; Sui, D.*; Su, G. H.*; Maas, L.*; Vezzoni, B.*; Partha Sarathy, U.*; Del Nevo, A.*; Petruzzi, A.*; et al.

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.3030 - 3043, 2015/08

IAEA主催の「EBR-II炉停止のための熱除去試験に係るベンチマーク解析」研究共同プロジェクトは4年計画のうち3年目となっている。本プロジェクトには11ヶ国19機関がEBR-IIで行われた炉停止のための熱除去試験の内最も厳しい過渡試験の内の2ケースについて解析を実施してきた。ベンチマーク仕様に基づき炉心及び1次主冷却系の解析モデルを構築し解析を実施した。本プロジェクトのPhese 1ではブラインド解析が実施され測定データと比較・評価された。Phase 2では、Phese 1で試験データと合わなかった箇所を検討し解析モデルの改良を実施した。本論文では、最新の解析結果及び残された作業の実施方針を記載した。

論文

Inter-subassembly heat transfer of sodium cooled fast reactors; Validation of the NETFLOW code

望月 弘保

Nuclear Engineering and Design, 237(19), p.2040 - 2053, 2007/10

 被引用回数:21 パーセンタイル:16.51(Nuclear Science & Technology)

本論文は、NETFLOWコードのナトリウム冷却高速炉集合体出口温度予測適用について述べている。これまで、原子力教育ツールとしてのこのプラント動特性解析コードは、水やナトリウム冷却体系での施設や原子炉で得られたデータで検証されてきた。高速実験炉常陽では100MW照射炉心を用いて、自然循環試験が行われ、高速増殖炉原型炉「もんじゅ」ではタービントリップ試験が行われた。これらの試験結果が、集合体間熱移行を計算するためのモデルを検証するデータとして選定された。常陽の1次系と2次系の自然循環試験解析を通じて、集合体間の径方向熱移行を計算するモデルは、集合体出口温度を適切に評価した。「もんじゅ」の集合体出口温度についても良い一致が得られた。これらの検証を通じて、一次元のプラント動特性コードNETFLOWが、インターラッパーフローによる伝熱を考慮しない集合体間熱移行モデルでも出口温度を評価できることが示された。

論文

Development of a versatile plant simulation code with PC

望月 弘保

Proceedings of 2007 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2007) (CD-ROM), 9 Pages, 2007/05

本論文はプラント解析コードNETFLOWの開発について述べたものである。原子炉補機冷却系の熱水力解析用に開発したコードは、軽水炉ばかりでなく液体金属冷却高速炉(LMFR)も解析できるように拡張された。LMFRへの適用性を向上させるため、自然循環特性に関係するモデルを改良した。これらは、集合体間熱移行モデルと空気冷却器の伝熱モデルである。高速実験炉常陽における原子炉トリップ後の全系自然循環解析を行い、試験結果と解析が一致する結果を得た。

論文

Analysis of the Chernobyl accident from 1:19:00 to the first power excursion

望月 弘保

Nuclear Engineering and Design, 237(3), p.300 - 307, 2007/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.24(Nuclear Science & Technology)

多くの研究者は、チェルノブイリ事故の根本原因がまだ明らかになっていないと報告している。多くの研究者は、詳細な熱流動の解析を行わないで事故を検討しているため、核計算と結合した熱水力計算をチェルノブイリ4号炉で記録されたデータに基づいて行った。1時19分から最初の核暴走が起こるまでのプラント諸量がトレースできた。1$$beta$$より若干小さな量のポジティブスクラム現象が直接の原因である可能性が高く、この現象は原子炉の出力を暴走させるための引き金になった。

論文

Verification of NETFLOW code using plant data of sodium cooled reactor and facility

望月 弘保

Nuclear Engineering and Design, 237(1), p.87 - 93, 2007/01

 被引用回数:9 パーセンタイル:40.51(Nuclear Science & Technology)

軽水の単相流,二相流に関して開発されたモデルに基づいて、パソコン上で液体金属炉に適用できるNETFLOWコードが開発されてきた。このコードの機能は、軽水流動体系とナトリウム流動体系での個別効果試験で検証されてきた。このコードを、ナトリウム冷却の高速炉に適用するために、50MW蒸気発生器や「もんじゅ」のデータを用いて、幾つかの機能について検証が行われた。最終的に、「もんじゅ」でのタービントリップ試験の解析を行い、試験結果との比較がなされた。これらの検証において良い一致が得られた。この研究の結果、コードが学生の教育用ツールとして利用できそうである。

報告書

NETFLOWコードによるプラント挙動解析

望月 弘保

JNC-TN9400 2005-004, 44 Pages, 2005/04

JNC-TN9400-2005-004.pdf:1.3MB

圧力管型炉や軽水炉などの軽水単相・二相流の解析用に開発したコードをベースに、液体金属の流動体系でも解析できるコードNETFLOWが開発されている。液体金属流に関する数値解析の論理は、SSCコードを参考にしており、さらに発展させて安定的に高速で解析できるようになっている。コードの利用方法は、パソコン内に電子化されたマニュアルを見ながらデータの作成を行い、そのまま解析を行うようになっている。本コードについては、軽水炉の体系について、個別効果試験で機能の検証を行うと共に、実プラントや実験装置の流動伝熱に対しても多くの使用実績がある。本報告では、液体金属の流動体系での試験解析を行うことにより、解析コードの適用性を評価すると共に問題点を摘出した。評価対象とした試験は、50MW蒸気発生器定常試験、PLANDTLを用いた自然循環実験、「もんじゅ」2次系自然循環試験、「もんじゅ」タービントリップ試験である。解析コードは、これらの評価対象とした試験の結果をほぼトレースすることができ、液体金属を冷却材としたプラントの過渡流動伝熱を実現象より1000倍程度早く予測できた。しかしながら、精度を向上するためには、さらなる改良が必要であることもわかった。

報告書

大洗FBRサイクルシンポジウム2004; 世界の進路と「常陽」、「もんじゅ」の役割

小井 衛; 望月 弘保

JNC-TN9200 2004-001, 335 Pages, 2004/06

JNC-TN9200-2004-001.pdf:35.21MB

2月27日、大洗工学センターで、世界の進路と「常陽」、「もんじゅ」の役割をテーマに、大洗FBRサイクルシンポジウム2004を開催した。地域の皆様をはじめ、国内外のFBRサイクル技術開発の専門家や学生など約400名に参加いただいた。

報告書

高速炉の冷却系に関する総合試験計画; 炉容器および1次冷却系モデルの検討

上出 英樹; 林 謙二; 軍司 稔; 林田 均; 西村 元彦; 飯塚 透; 木村 暢之; 田中 正暁; 仲井 悟; 望月 弘保; et al.

PNC-TN9410 96-279, 51 Pages, 1996/08

PNC-TN9410-96-279.pdf:2.92MB

動力炉・核燃料開発事業団では「原子炉冷却系総合試験」として,高速炉の実用化を目指し,実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし,原子炉容器から蒸気発生器までの1次,2次冷却系,水蒸気系,崩壊熱除去系を総合的に模擬した大型ナトリウム試験を計画している。実証炉の特徴であるトップエントリー配管システム,炉内冷却器を用い自然循環を積極的に活用した崩壊熱除去系,低温流体循環方式の炉容器壁保護系,一体貫流型蒸気発生器,再循環系を用いた崩壊熱除去運転などを含め配管短縮化,機器のコンパクト化,高信頼性崩壊熱除去システムなどについて熱流動上の課題,構造上の課題を設定し,それらを解決できる試験装置として特に原子炉容器ならびに1次冷却系の試験モデルの検討を行った。特に(1)実証炉の熱流動と構造上の課題に対する解決方策としての充足,(2)熱流動上の課題と構造上の課題のバランス,(3)総合試験として系統全体での複合現象,構成機器間の熱流動的および構造的相互作用の模擬を重視して,試験モデル候補概念の創出,予測解析を含む定量的な比較評価,モデルの選定を行った。さらに,選定モデル候補概念を元に,「原子炉冷却系総合試験」全体の試験装置概念を構築した。

論文

Core coolability of an ATR by heavy water moderator in situations beyond design basis accidents

望月 弘保; 小池 通崇; 堺 公明

Nuclear Engineering and Design, 144(2), p.293 - 303, 1993/10

軽水炉では冷却材喪失後に補給水が全く確保されないと、崩壊熱によって冷却材の蒸発が生じ、やがて燃料集合体が溶融するような事象になる。ATRで同一の事象を考えた場合、ATRは炉心に約70$$^{circ}$$Cの重水が存在するため、炉心は長期に冷却される可能性が高い。そこで、この事象を評価するために重要な物理現象である、輻射伝熱、圧力管のバルーニング条件、圧力管/カランドリア管接触時の伝熱、自然対流時のカランドリア管の限界熱流束に関する実験を実施した。この結果から得られた定数、相関式を計算コードに組み込み、冷却性を評価した。この結果、炉心は長期にわたって冷却される見通しが得られた。

論文

Experimental and Analytical Studies of Flow Instabilities in Pressure Tube Type Heavy Water Reactors

望月 弘保

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(1), 50 Pages, 1991/12

本報告では,ATR流路体系で生ずるチャンネル内流量振動について述べている。研究の目的は,これまでATRの流動体系を模擬したHTLとATR安全試験装置を用いて実施した流動振動試験に基づき,振動を発生する条件と周期を予測する無次元式を開発するとともに与えられた定常条件にしか適用できない従来の周波数領域解析手法よりも高度な,時間領域の解析手法を開発し,その手法の精度評価を行うことである。これらデータ評価と解析手法の開発によって,ATRの任意の運転状態に対しての安定境界までの安全裕度が,プラントの過渡変化に沿って評価できるようになった。さらに,軽水炉等の流動安定性についても評価できるようになった。

論文

Development of ATR Type Steam Separator Performance Analysis Code and its Validation, 1; Carryunder Characteristic

望月 弘保; 平尾 康彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(12), p.1078 - 1089, 1991/00

気水分離器の重要な特性の一つであるキャリアンダーについて解析コードで予測する方法を開発した。本手法については実規模の気水分離器を用いた空気-水試験及び実圧(70気圧)試験で,その妥当性を確認した。 解析においては,気水分離器によって分離された冷却材の流動を3次元的に解析して,流速,温度の分布を求め,その中にキャリーアンダーとなる気泡をモンテカルロ法を用いて発生させ,気泡個々の軌跡を追跡することによって浮上するもの,再循環流に巻き込まれるものを求める。この結果、実機模 擬試験で得られたキャリーアンダー量を良い精度で予測出来るようになった。また、「ふげん」で得られた結果も予測可能であることが分かった。本手法は、気泡巻き込みに関する他の事象についても適用可能である。

口頭

高速炉用空気冷却器の熱伝達に関する研究

高野 雅仁*; 望月 弘保

no journal, , 

高速炉のフィン付伝熱管を用いた空気冷却器(外側:空気,内側:ナトリウム)から得られた実機データから、フィン付伝熱管表面の空気側の熱伝達率の相関式を導出した。また、相関式に「もんじゅ」空気冷却器のフィン効率を適用した場合の除熱量評価,動特性解析コードに適用した場合の過渡解析も実施した。

口頭

高速炉用中間熱交換器の熱伝達と自然循環に関する研究

高野 雅仁*; 望月 弘保

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の中間熱交換器(IHX)は、炉心で発生した熱を2次主冷却系に伝達させるための機器である。本研究では、運転中の高速炉のプラント挙動解析,将来の高速炉の機器・システム設計に役立てるため、「常陽」のMK-III炉心におけるIHX,「もんじゅ」設計の時に用いた「50MWSG」のIHX、さらに高速増殖原型炉「もんじゅ」のIHXから得られた試験データを用いて、液体金属ナトリウムに適応できる熱伝達特性の実験式を検討した。また、得られた式をプラント動特性解析コードに適用し、高速増殖炉「もんじゅ」で実施された2次系自然循環試験時のプラント挙動が精度よく解析できることを確認した。

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