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論文

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造および検査技術開発

相原 純; 安田 淳*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 本田 真樹*; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(4), p.237 - 245, 2019/12

原子力機構は、深刻な酸化事故時の高温ガス炉(HTGR)の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。被覆燃料粒子(CFP)の模擬であるアルミナ粒子ををSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が1.00である耐酸化燃料要素(模擬)が製造され、母材のX線回折スペクトルからSiとCのピークは検出されなかった。燃料要素中のCFPの破損割合はHTGR燃料の非常に重要な検査項目の1つである。そのためにはCFPが追加破損を起こさないように燃料要素から取り出すことが必要である。このCFP取り出しの方法を開発した。SiCのKOH法または加圧酸分解法による溶解がこの方法として適用できる見通しを得た。ただし、CFPの外側高密度熱分解炭素(OPyC)層が残っていることが必要である。OPyC層の一部または全部は燃料要素の焼成中に混合粉末中のSiと反応してSiCに変化するものと予測される。

論文

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造技術開発

相原 純; 本田 真樹*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(1), p.29 - 36, 2019/03

原子力機構は深刻な酸化事故時の高温ガス炉の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。模擬被覆燃料粒子(アルミナ粒子)をSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が先行研究の3倍(約0.551)である耐酸化燃料要素(模擬)を試作し、母材のX線回折を行ったところSiのピークは検出されなかった。一軸圧縮破壊応力は高温工学試験研究炉(HTTR)の規格の3倍以上と評価された。20%酸素中1673Kで10h酸化試験させたところ全ての模擬被覆燃料粒子が保持されており、従来の黒鉛/炭素母材を持つ通常の燃料コンパクトよりも優れた耐酸化性が確認された。

論文

Validation and applicability of reactor core modeling in a plant dynamics code during station blackout

森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04

長期全交流電源喪失(SBO)のようなシビアアクシデントに対する安全対策は、高速増殖原型炉であるもんじゅにおいても求められており、その検討のためにプラント動特性解析コードの妥当性確認が必要である。これまでに自然循環時に重要な現象となる集合体間熱移行及び炉心冷却材の流量再配分を考慮するために、原子炉全集合体モデルが開発され、試験施設やプラントで実施された自然循環試験に基づき、妥当性確認が実施された。本研究では、もんじゅにおけるSBOの評価を合理的に行うために、同モデルをもんじゅの炉心解析モデルに適用し、熱出力40%タービントリップ試験の解析を実施した。試験結果をよく模擬できており、同モデルの圧力損失モデルが妥当であることを確認した。また、同モデルを用いてSBOの解析を実施した結果、集合体間熱移行及び流量再配分の効果によって集合体出口ナトリウム温度のバラツキが小さくなり、均一な温度となることを確認した。炉心冷却材の最高温度を合理的に評価するためには、両現象を集合体毎に適切にモデル化する必要があり、同モデルの有用性を確認した。

論文

Benchmark analysis of EBR-II shutdown heat removal test-17 using of plant dynamics analysis code and subchannel analysis code

堂田 哲広; 大平 博昭; 上出 英樹

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1618 - 1625, 2016/04

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。

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

Analysis of natural circulation tests in the experimental fast reactor JOYO

鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08

安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。

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

IAEA NAPRO Coordinated Research Project; Physical properties of sodium

Passerini, S.*; Carardi, C.*; Grandy, C.*; Azpitarte, O. E.*; Chocron, M.*; Japas, M. L.*; Bubelis, E.*; Perez-Martin, S.*; Jayaraj, S.*; Roelofs, F.*; et al.

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.780 - 790, 2015/05

The IAEA recently established a CRP on "Sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the development and deployment of Sodium Cooled Fast Reactors - NAPRO", to be carried out in the period 2013 - 2017. The first phase of the CRP is focused on the collection and assessment of sodium properties, and it will lead to a consistent property data set which will be published in the form of a handbook. This work is carried out by the 11 participating organizations from 10 Member States through the review and evaluation of the existing available data, the identification of the data gaps and the development of recommendations for experimental programmes to support closing these data gaps. A specific work package (WP 1.1), under the leadership of Argonne National Laboratory, is focused on the analysis of physical properties of sodium: thermodynamic properties and transport properties. The expected outcome includes the improved understanding of the availability, accuracy and range of applications of sodium properties centered on fast reactors and other technological applications. The implemented methodology for WP 1.1 is described and so the properties included in WP 1.1 and their classification. Major findings to date related to WP 1.1 are presented in this work, including detailed analysis of two selected properties.

論文

An Investigation of thermal-hydraulics behavior of MONJU reactor upper plenum under 40%-rated steady state

本多 慶; 大平 博昭; 森 健郎

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12

2008年から2012年にかけてIAEA/Monju-CRPにて「もんじゅ」炉上部プレナムの3次元熱流動解析が行われたが、どの参加国も解析と実機の熱電対プラグの温度が合わなかった。そのため、本研究では、入口条件を見直し、再解析を行った。その結果、解析と実機の熱電対プラグの温度が良い一致を見た。集合体出口の上部に整流管と温度計が取り付けられているが、その温度計位置における温度の解析結果と入口境界条件として与えた温度が一致した。また、解析と実機の温度計位置における温度を比較すると比較的一致しており、集合体出口上部に取り付けられた温度計の温度が、集合体出口の温度とみなせることが示された。これらの結果より、入口条件が妥当であることが示された。

論文

A New IAEA coordinated research project on sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the development and deployment of sodium-cooled fast reactors

Monti, S.*; Latge, C.*; Long, B.*; Azpitarte, O. E.*; Chellapandi, P.*; Stieglitz, R.*; Eckert, S.*; 大平 博昭; Lee, J.*; Roelofs, F.*; et al.

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.474 - 481, 2014/04

In order to address some inconsistencies regarding sodium physical and chemical properties, and internationally agreed standard rules for designing sodium experimental facilities, good practices and safety guidelines, the IAEA recently established a CRP on "Sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the development and deployment of Sodium Cooled Fast Reactors - NAPRO", to be carried out in the period 2013 - 2017. The CRP will be focused on the collection and assessment of sodium properties, and it will lead to a consistent property data set which will be published in the form of a handbook. This work will be carried out by the 11 participating organizations from 10 Member States through the review and evaluation of the existing available data, the identification of the data gaps and the development of recommendations for experimental programmes to support closing these data gaps. The CRP will also focus on the definition of design rules and best practice for sodium experimental facilities and guidelines for the safe handling of sodium, which poses hazard due to its chemical reactivity with water and air. Outcomes of this part of the CRP will include shared functional requirements, good practices, codes and standards and safety criteria for the design, construction and operation of experimental Na loops in support of innovative SFR.

論文

Multidimensional thermal-hydraulic analysis on natural circulation behavior in ex-vessel fuel storage tank of MONJU

大野 純; 森 健郎; 素都 益武; 大平 博昭

Proceedings of ASME 2013 International Mechanical Engineering Congress and Exposition (IMECE 2013) (DVD-ROM), 9 Pages, 2013/11

これまで「もんじゅ」の炉外燃料貯蔵槽(EVST)の過酷事故評価は1次元のフローネットワークコードSuper-COPDを用いて行われてきた。しかしEVST内の流体は自然循環によって駆動するため、過酷事故時の内部熱流動を正確に予想することは難しい。そこでEVST内部の熱流動挙動を明らかにし、フローネットワークモデルの適合性を評価するために多次元熱流動解析を実施した。この結果、EVST内の温度及び速度分布に関する多次元性の影響は小さく、上記のフローネットワークモデルの適合性はおおむね十分であることが示された。ただしフローネットワークモデルの回転ラック支持板の流動抵抗や冷却管の伝熱中心高さは、安全解析に対しては適切な範囲で保守的に設定する必要がある。

論文

Plant dynamics evaluation of a MONJU ex-vessel fuel storage system during a station blackout

森 健郎; 素都 益武; 本多 慶; 鈴木 悟志*; 大平 博昭

Journal of Energy and Power Engineering, 7(9), p.1644 - 1655, 2013/09

高速増殖炉「もんじゅ」には、おもに貯蔵槽と冷却系から成る炉外燃料貯蔵設備を有している。独立した3ループであり、最終ヒートシンクは大気である。通常は、貯蔵槽は自然循環、冷却系は電磁ポンプによる2ループの強制循環で運転しており、崩壊熱が大きい場合には送風機を運転して崩壊熱を大気に放出する。全交流電源が喪失した場合は、冷却系の電磁ポンプ及び送風機が停止する。本研究では、全交流電源喪失が発生した場合の使用済燃料及び設備の健全性の評価を実施した。熱交換器及び空気冷却器の設置高さのずれとナトリウムの密度差によって、自然循環が発生することを確認した。自然循環冷却のループ数が2ループの場合であっても、貯蔵槽内のナトリウムの温度は約450$$^{circ}$$Cまでの上昇に留まり、使用済燃料及び設備の健全性は維持されることを評価した。本評価により、全交流電源喪失時の崩壊熱除去に必要なループ数及びナトリウムの温度挙動を明らかにした。

論文

Numerical simulations of upper plenum thermal-hydraulics of Monju reactor vessel using high resolution mesh models

大平 博昭; 本多 慶; 素都 益武

Journal of Energy and Power Engineering, 7(4), p.679 - 688, 2013/04

In order to evaluate the upper plenum thermal-hydraulics of the Monju reactor vessel, we have performed detail calculations under the 40% rated power operational condition using high resolution mesh models by a commercial FVM code, FrontFlow/Red. In this study, we applied a high resolution meshes around the flow holes (FHs) on the inner barrel. We mainly made clear that the thermal-hydraulics did not change largely since the flow rates through the FHs were small enough to the total coolant flow rate but were affected largely in case without FHs on the honeycomb structure.

論文

Numerical simulations of upper plenum thermal-hydraulics of Monju reactor vessel using high resolution mesh models

大平 博昭; 本多 慶; 素都 益武

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 12 Pages, 2011/09

「もんじゅ」原子炉容器上部プレナムの熱流動特性を評価するため、40%定格出力条件において詳細モデルを用いてFrontFlow/Redコードによる解析を実施した。本研究では特に内筒フローホール周りのメッシュ分割を詳細化して解析を実施したところ、前回のフローホール周りの比較的粗いメッシュによる結果と比較して、フローホールを通過する流量は大きく違わなかった。これは本条件では全冷却材流量に比べてフローホール流量が小さいことによる。一方、UCS領域に設けられているハニカム構造(HS)のフローホールが存在しないと仮定した解析では、上部プレナムの熱流動特性が試験結果と大きく異なるため、HSのフローホールにおける圧損係数はプレナム熱流動に比較的影響を与えることがわかった。

論文

Thermal-hydraulic analysis of MONJU upper plenum under 40% rated power operational condition

本多 慶; 大平 博昭; 素都 益武; 吉川 信治

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10

本研究では、FrontFlow/Redを用いて「もんじゅ」上部プレナムの詳細熱流動解析を行った。今回のモデルでは、極めて微細なメッシュ分割を行い、フローガイドチューブ,燃料取扱機構などを忠実に模擬した。また、対流項には1次風上差分、拡散項には2次中心差分を適用、乱流モデルにはRNG $$k$$-$$varepsilon$$モデルを適用した。解析の結果、UIS以外の上部プレナムに設置されている構造は温度,速度にあまり影響を与えないこと、今回の結果とUCS領域をポーラスモデルで解析した結果の特徴は類似した傾向を持つこと、そして集合体出口温度とUCS領域において測定される温度の差は比較的小さいことが示された。

論文

Numerical simulation of MONJU plant dynamics by Super-COPD using previous startup tests data

山田 文昭; 大平 博昭

Proceedings of 3rd Joint US-European Fluids Engineering Summer Meeting and 8th International Conference on Nanochannels, Microchannels, and Minichannels (ASME 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/08

本研究は、汎用プラント動特性解析コードSuper-COPDの原子炉容器上部プレナムと中間熱交換器1次側入口プレナムについて、「もんじゅ」の起動試験条件における、新しいフローネットワークモデルを提案した。新モデルを組込むプラント全体のフローネットワークモデルについて、プラントトリップシミュレーションから、妥当性を示した。また1次主冷却系と2次主冷却系のフローネットワークモデルについては、自然循環シミュレーションから、妥当性を示した。これらのシミュレーションを通して、Super-COPDコードの「もんじゅ」フローネットワークモデルは良い精度でプラント全体の動特性をシミュレートでき、「もんじゅ」の次期起動試験のプラント動特性解析に適用できると結論付けた。

論文

Draft; Thermal-hydraulic evaluation of Joyo fuel subassembly with local blockage

大平 博昭; 高松 操

Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/06

「常陽」のUCS下面とMARICO-2試料部との接触により発生した金属粉が燃料集合体のサブチャンネルを閉塞した場合の熱的影響を、非定常サブチャンネル解析コードASFREを用いて解析評価した。発生した金属粉の量を保守的に仮定したにもかかわらず、燃料,被覆管及び冷却材の各温度は、定格運転時,異常な過渡変化時及び事故時のいずれの場合にも、閉塞に起因して過度に上昇することはなく、炉心冷却性能が損われないことが明らかとなった。

報告書

電磁乱流挙動に関する基礎研究; LESによる電磁乱流モデルの開発

棚橋 隆彦*; 三好 市朗*; 荒 邦章; 大平 博昭

JNC-TY9400 2004-016, 121 Pages, 2004/08

JNC-TY9400-2004-016.pdf:18.93MB

高流量かつ高磁場環境における電磁乱流挙動を精度良く評価するために、平成15年度からラージ・エディ・シミュレーション(LES)手法を用いた電磁乱流モデルを開発する研究を開始した。平成15年度は、直流磁場環境において提案されたサブグリッドスケール(SGS)モデルをGSMAC有限要素法により再現すること等を通して、直流磁場や交流磁場環境に現れる乱流現象の非等方化について理論的に検討を行うとともに、上記の理論の裏付け及び新規SGSモデルの構築を行うために必要となる直接シミュレーション(DNS)手法の開発を行った。

報告書

金属ナノ粒子を分散させた液体ナトリウムに関する研究

大平 博昭; 荒 邦章

JNC-TN9400 2004-045, 75 Pages, 2004/07

JNC-TN9400-2004-045.pdf:10.83MB

ナノ粒子のナトリウムへの分散特性を把握するとともに、ナノ粒子を分散させたナトリウム(ナノ流体)の水との反応抑制効果を確認することを目的として、粒子製造方法や粒子を構成する金属の種類を変えて分散・調製試験及び水との反応試験を行った。試験の結果、次の事柄が明らかとなった。 (1)ナノ流体の分散・調製時に、蒸気から高輝度のナトリウムD線の発光が測定されるとともに、蒸気にナノ粒子を構成する金属が検出された。このことにより、比較的小さな径の粒子はナトリウムを結合することによりクラスターを形成し、ナトリウム中に安定に分散することがわかった。 (2)フラッシュ蒸発法により製造したナノ粒子は、酸化層が非常に薄くかつ粒径を比較的小さくすることが可能であることがわかった。また本手法を改良することにより、10nm以下の均一粒径分布に近いナノ粒子が製造できる見通しが得られた。 (3)ナノ流体と水との反応試験から、温度変化については純粋ナトリウムと同程度であったものの、圧力変化についてはその上昇勾配が純粋ナトリウムより小さい傾向にあることがわかった。したがって、安定分散が可能な小粒径のナノ粒子を用いて、さらに反応抑制効果を確認する必要がある。 以上の知見を踏まえ、今後均一粒径分布を有する小粒径のナノ粒子を用いた反応試験を実施し、ナノ流体と水や酸素との反応抑制機能を明らかにする予定である。

報告書

電磁流動解析手法の整備(2); 3次元解析手法の開発

大平 博昭; 荒 邦章

JNC-TN9400 2003-093, 60 Pages, 2003/09

JNC-TN9400-2003-093.pdf:1.73MB

実用化戦略調査研究では、経済性の向上及び機器の高度化の観点から、液体金属高速炉の主冷却系に電磁応用機器を適用することを検討している。しかし、大容量化に伴う高流量かつ高磁場環境下での冷却材の流動現象は非常に複雑であり、これまでの研究において流動特性を評価するための実験や解析手法の開発は行われているものの、十分な現象把握は行われていない。そこで本研究では、上記の電磁流動現象を解明するための解析手法を整備するため、昨年度に開発した2次元解析手法を3次元へ拡張し、大型電磁ポンプ試験結果を用いて検証した。その結果、流路中心部において平坦化し壁面近傍では流速が大きくなるM型流速分布が得られるとともに、圧力損失特性は2次元解析結果よりさらに実験結果に近い値が得られ、3次元解析手法の有効性が確認された。次に、比較的少ない要素分割で、しかも精度良い解析評価が可能となる二層モデルを用いたLES手法を磁場環境へ適用するために、直流磁場がチャンネル体系に印加されている条件について解析を実施した。その結果、平均流速分布及び乱流強度とも実験結果及び詳細メッシュ分割モデルによる解析結果と比較的良く一致し、二層モデルを電磁乱流場へ適用できる見通しが得られた。

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