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論文

Modelling and simulation of source term for sodium-cooled fast reactor under hypothetical severe accident; Primary system/containment system interface source term estimation

小野田 雄一; John Arul, A.*; Klimonov, I.*; Danting, S.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 13 Pages, 2022/04

Three Work Packages were defined in this Coordinated Research Project whose objective was to estimate fission-product-transportation behavior inside the reference pool-type sodium-cooled fast reactor. This WP, WP-2, is dedicated to estimate the primary system/containment system interface source term using improved models and tools. The mass of primary sodium instantaneously ejected via leak paths onto the top shield was evaluated as a common benchmark problem which will be the input for the subsequent WP, WP-3. The exercises were carried out for a reference pool type SFR of 1250 MWth capacity with mixed oxide fuel. The accident sequence to be considered is Unprotected Loss of Flow Accident which is assumed to result in a core damage with release of radionuclides into the primary coolant and cover gas. Four organizations, NCEPU (China), IBRAE RAN (Russian Federation), IGCAR (India) and JAEA (Japan) finally participated in this WP. Reference case calculation using a common pressure history and sensitivity study were carried out. The total amount of the ejected sodium onto the top shield for reference case was in a good agreement between the participants. The results of the sensitivity study revealed that the change of the parameters regarding uncertainty bring about the change of leaked mass in the range of several tens of %.

論文

Development of effectiveness evaluations technology of the measures for improving resilience of nuclear structures against excessive earthquake

西野 裕之; 小野田 雄一; 栗坂 健一; 山野 秀将

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2021 (ASRAM 2021) (Internet), 10 Pages, 2021/10

本研究の目的は破損拡大抑制の概念を導入することによる過大地震時の原子炉構造のレジリエンス向上策の有効性評価技術を開発することである。地震PRAの既往研究のイベントツリー解析の後、本研究はレジリエンス向上に効果的な事故シーケンスとして過大地震時に誘発される崩壊熱除去失敗や原子炉容器内液位確保失敗の事故シーケンスを同定した。このため、本研究ではレジリエンス向上策として安全のための重要機器(原子炉容器,空気冷却器,1次主冷却系の配管など)に着目した。また、炉心損傷頻度をレジリエンス向上策の有効性評価の指標として選定した。機器の耐震裕度は破損拡大抑制の概念からくるレジリエンス向上策が実施されたときに大きくなると想定した。試計算を通じて炉心損傷頻度の減少効果を定量化した。結果、レジリエンス向上策は基準地震動の2.2倍で炉心損傷頻度の減少に効果があったことを示した。有効性評価技術の概念を構築した。

論文

Development of effectiveness evaluations technology of the measures for improving resilience of nuclear structures at ultra high temperature

小野田 雄一; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2021 (ASRAM 2021) (Internet), 11 Pages, 2021/10

ナトリウム冷却高速炉もんじゅをモデルプラントとして、超高温条件下における破壊制御概念を適用したレジリエンス向上策の有効性評価技術を開発し、この技術を用いて予備評価を行った。超高温条件下において破壊制御の概念が適用可能と見込まれる重要な事故シーケンスは、Monjuのレベル2PRAの既存の研究結果を調査して同定された。崩壊熱除去機能喪失(PLOHS)および原子炉容器液位確保機能喪失(LORL)に分類される事故シーケンスは共に、炉心損傷防止の可能性がある重要な事故シーケンスとして識別された。本研究では、レジリエンス向上策の成否を表すヘディングをイベントツリーに導入し、その分岐確率を設定し、レジリエンス向上策の有効性を評価する技術を開発した。レジリエンス向上策の有効性評価は炉心損傷頻度の低減に寄与すると期待される。レジリエンス向上策の有効性評価を試行した結果、破壊制御概念を適用することで炉心損傷頻度を低減できることが確認された。この研究で提案するレジリエンス向上策の成功確率は、仮定に基づいて暫定的に割り当てられたものである。この値は、今後実施される超高温条件下における原子炉容器構造の健全性評価によって定量化されると期待される。本研究で開発した技術は、次世代ナトリウム冷却高速炉のレジリエンス向上策の有効性評価に応用できる。

論文

In-vessel thermal-hydraulics analyses of the ASTRID-600MWe reactor with STAR-CCM+ code to supply boundary conditions for mechanical evaluation

小野田 雄一; 近澤 佳隆; 中村 博紀*; Barbier, D.*; Dirat, J.-F.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

仏実証炉ASTRIDは、その炉寿命として60年を目標としている。これを達成するための予備的設計評価を通じて、交換不可能な原子炉容器内機器への熱負荷に対する構造健全性に関する技術課題が明らかとなってきた。そのような機器の一つが、原子炉容器内の一次冷却材高温槽と低温槽とを区分している内容器である。この内容器の寿命を、フランスの構造規格であるRCCMrXに沿って評価する必要があるが、このためには構造健全性の観点から最も不利な条件となる熱流動過渡を同定する必要がある。この過渡の候補としてScram(通常の緊急炉停止)とLoss of grid(外部電源喪失)を選定し、原子炉容器内の3次元熱流動解析を実施して、最も不利な過渡条件の同定を試みた。その結果、Loss of gridの場合、流量の低下によって原子炉容器内冷却材の温度成層化が顕著となり、内容器板厚内の温度分布が通常運転時と逆転する結果となった。この結果は構造物に対する熱負荷の観点からはより厳しいものとなる。この論文では、熱流動過渡条件下における内容器の温度変化を詳細に解析した結果を示した。次の段階では、ここで得られたデータを用いて、内容器構造の寿命期間中における構造健全性を評価する。

論文

Electron-tracking Compton camera imaging of technetium-95m

初川 雄一*; 早川 岳人*; 塚田 和明; 橋本 和幸*; 佐藤 哲也; 浅井 雅人; 豊嶋 厚史; 谷森 達*; 園田 真也*; 株木 重人*; et al.

PLOS ONE (Internet), 13(12), p.e0208909_1 - e0208909_12, 2018/12

AA2018-0639.pdf:2.39MB

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Multidisciplinary Sciences)

電子飛跡検出型コンプトンカメラ(ETCC)を用いて放射性同位元素$$^{95m}$$Tcの画像撮像を実施した。$$^{95m}$$Tcは、204, 582, 835keVの3本の$$gamma$$線を放出し、濃縮同位体$$^{95}$$Moを用いて$$^{95}$$Mo(p,n)$$^{95m}$$Tc反応で合成される。濃縮$$^{95}$$Mo同位体三酸化物の再利用について実験を実施し、再生率70$$sim$$90%を達成した。画像は3本の$$gamma$$線それぞれを用いて解析し取得した。その結果、$$gamma$$線エネルギーが高いほど空間分解能が向上することが判り、$$^{95m}$$Tcのような高エネルギー$$gamma$$線放出核を利用することで、ETCCが人体の深部の組織や器官の医療画像撮像に有効であることを示唆する結果を得た。

論文

Preliminary analysis of the post-disassembly expansion phase and structural response under unprotected loss of flow accident in prototype sodium cooled fast reactor

小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00597_1 - 16-00597_14, 2017/06

For the prototype sodium-cooled fast reactor, MONJU, the mechanical energy and structural response under energetics caused by neutronic power excursion during Unprotected Loss of Flow accident (ULOF) were preliminarily analyzed. The objective of this study is to demonstrate the integrity of the reactor vessel against the mechanical load induced by the energetics. Conservative energy production was assumed in order to confirm the robustness of the safety design of MONJU. Mechanical energy was evaluated with the code in which mechanistic modelling of core expansion was implemented. The mechanical energy, which were obtained by analyzing the expanding behavior of core materials after energetics, were about one order of magnitude below the thermodynamic work potential calculated by assuming isentropic expansion of the fuel vapor to one atmosphere, which was often used as an indicator to express the severity of the energetics. Structural integrity was then evaluated with coupled fluid-structure dynamics code using the obtained mechanical energy. No or very small circumferential residual strain of the reactor vessel was evaluated in most analytical cases, and even in the most conservative energy production case, the residual strain was only 0.008 % so that the integrity of the reactor vessel is maintained. The result obtained in the present study shows that MONJU has enough robustness against the mechanical load under energetics.

論文

Fundamental safety strategy against severe accidents on prototype sodium-cooled fast reactor

小野田 雄一; 栗坂 健一; 堺 公明

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1774 - 1786, 2016/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.12(Nuclear Science & Technology)

The accident categories of severe accidents (SAs) for prototype Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) which need proper measures were investigated through the internal event PRA and event tree analysis for the external event and six accident categories, ULOF, UTOP, ULOHS, LORL, PLOHS and SBO, were identified. Fundamental safety strategy against these accidents is studied and clearly stated considering the characteristics and existing accident measures of prototype SFR, and concrete measures based on this safety strategy are investigated and organized. The sufficiency of these SA measures is confirmed by comparing the evaluated Core Damage Frequency (CDF) and Containment failure frequency (CFF) to the target value, 1$$times$$10$$^{-5}$$ and 1$$times$$10$$^{-6}$$ per plant operating year, respectively, which were selected based on the IAEA's safety target. However, the target value of CDF and CFF should be satisfied considering all the SAs caused by both internal and external events. External event PRA for prototype SFR is now under evaluation and we set out to satisfy the target value of CDF and CFF considering both internal and external events.

論文

Preliminary analysis of the post-disassembly expansion phase and structural response under unprotected loss of flow accident in prototype sodium cooled fast reactor

小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 10 Pages, 2016/06

For the prototype sodium-cooled fast reactor, MONJU, the mechanical energy and structural response under energetics caused by neutronic power excursion during Unprotected Loss of Flow accident were preliminarily analyzed. The objective of this study is to demonstrate the integrity of the reactor vessel against the mechanical load induced by the energetics. Conservative energy production was assumed in order to confirm the robustness of the safety design of MONJU. Mechanical energy was evaluated with the code in which mechanistic modelling of core expansion was implemented. The mechanical energy, which were obtained by analyzing the expanding behavior of core materials after energetics, were about one order of magnitude below the thermodynamic work potential calculated by assuming isentropic expansion of the fuel vapor to one atmosphere, which was often used as an indicator to express the severity of the energetics. Structural integrity was then evaluated with coupled fluid-structure dynamics code using the obtained mechanical energy. No or very small circumferential residual strain of the reactor vessel was evaluated in most analytical cases, and even in the most conservative energy production case, the residual strain was only 0.008 % so that the integrity of the reactor vessel is maintained. The result obtained in the present study shows that MONJU has enough robustness against the mechanical load under energetics.

論文

Production of $$^{rm 95m}$$Tc for Compton camera imaging

初川 雄一; 橋本 和幸; 塚田 和明; 佐藤 哲也; 浅井 雅人; 豊嶋 厚史; 永井 泰樹; 谷森 達*; 園田 真也*; 株木 重人*; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(2), p.1283 - 1285, 2015/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:20.69(Chemistry, Analytical)

$$^{rm 99m}$$Tcは広く医療診断に用いられている放射性診断薬であり、数多くの標識化合物が開発されている。近年天体核物理分野で開発されてきたコンプトンカメラの医療用への応用研究が行われているが141keVの放出$$gamma$$線を有する$$^{rm 99m}$$Tcは$$gamma$$線エネルギーが低くコンプトンカメラには不向きである。そこでより高エネルギー$$gamma$$線を放出するテクネチウム同位体の開発が求められている。800keVの$$gamma$$線を放出する$$^{rm 95m}$$Tcはコンプトンカメラ用RIの候補の一つである。本研究ではタンデム加速器で$$^{rm 95m}$$Tcを生成し、これを京都大学で開発されているコンプトンカメラでの撮像実験に供した。

論文

Identification of the accident sequences for the evaluation of the effectiveness of severe accident measures on prototype Sodium-cooled Fast Reactor

小野田 雄一; 栗坂 健一; 堺 公明

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

The accident sequences beyond design basis to be considered for the prototype Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), which is now under development in Japan Atomic Energy Agency (JAEA), are identified in order to confirm the effectiveness of the measures against severe accidents. Internal and external events are considered as potential initiator of severe accidents. Earthquake and tsunami are focused on as the external events in light of the accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station. Probabilistic Risk Assessment (PRA) and/or its alternative approach are taken for the comprehensive analyses of the accident sequences. At first, four important accident sequence groups are identified; anticipated transient without scram, loss of reactor sodium level, protected loss of heat sink and loss of all alternating current power sources. Then accident sequence to be evaluated is extracted from corresponding accident sequence group. Severe accident measures which are composed of installing hardware or constructing emergency operator procedure, and which are intended to minimize the risk of radioactive release, are also identified for each accident sequence. In order to confirm the effectiveness of those severe accident measures prepared for prototype SFR, deterministic safety evaluations of those accident sequences should be carried out.

報告書

TIARAサイクロトロンにおけるマイクロビーム形成・シングルイオンヒット技術の開発

横田 渉; 佐藤 隆博; 神谷 富裕; 奥村 進; 倉島 俊; 宮脇 信正; 柏木 啓次; 吉田 健一; 舟山 知夫; 坂下 哲哉; et al.

JAEA-Technology 2014-018, 103 Pages, 2014/09

JAEA-Technology-2014-018.pdf:123.66MB

日本原子力研究開発機構高崎量子応用研究所のイオン照射研究施設(TIARA)では、イオンビームを利用する主要な研究課題である生物細胞放射線影響評価研究と宇宙用半導体耐放射線性評価研究を推進するため、TIARAのサイクロトロンで加速した数百MeV重イオンビームを磁気レンズで集束させて直径1$$mu$$m以下のマイクロビームに形成する技術を世界で初めて実現した。更に、これを用いて1個のイオンをビーム径の空間精度で照準するシングルイオンヒットを可能にした。この過程で、TIARAの静電加速器で完成した数MeVイオンのマイクロビーム形成・シングルイオンヒット技術を活かしたビーム集束装置、ビーム照準・計測技術や、1$$mu$$mへの集束に必要なエネルギー幅の狭い数百MeV重イオンビームを加速するためのサイクロトロンに特有な技術を開発した。また、開発途中に利用研究の実験に試用することにより、本技術の適用性を適宜評価しその改良を行うことで、利用研究の試用実験を軌道に乗せることができた。本報告書は、およそ10年に亘るこれらの技術・装置開発の過程及び成果を、試用実験における評価とともにまとめたものである。

論文

Generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons

永井 泰樹; 橋本 和幸; 初川 雄一; 佐伯 秀也; 本石 章司; 園田 望; 川端 方子; 原田 秀郎; 金 政浩*; 塚田 和明; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 82(6), p.064201_1 - 064201_7, 2013/06

 被引用回数:39 パーセンタイル:85.9(Physics, Multidisciplinary)

A new system proposed for the generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons (GRAND) is described by mainly discussing the production of $$^{99}$$Mo used for nuclear medicine diagnosis. A prototype facility of this system consists of a cyclotron to produce intense accelerator neutrons from the $$^{nat}$$C(d,n) reaction with 40 MeV 2 mA deuteron beams, and a sublimation system to separate $$^{99m}$$Tc from an irradiated $$^{100}$$MoO$$_{3}$$ sample. About 9.7 TBq/week of $$^{99}$$Mo is produced by repeating irradiation on an enriched $$^{100}$$Mo sample (251g) with accelerator neutrons three times for two days. It meets about 10% of the $$^{99}$$Mo demand in Japan. The characteristic feature of the system lies in its capability to reliably produce a wide range of high-quality, carrier-free, carrier-added radioisotopes with a minimum level of radioactive wastes without using uranium. The system is compact in size, and easy to operate; therefore it could be used worldwide to produce radioisotopes for medical, research, and industrial applications.

論文

Three-pin cluster CABRI tests simulating the unprotected loss-of-flow accident in sodium-cooled fast reactors

小野田 雄一; 深野 義隆; 佐藤 一憲; Marquie, C.*; Duc, B.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(2), p.188 - 204, 2011/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:64.35(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉におけるULOF事象を模擬した3本ピン束試験の2試験を、燃料破損後の燃料再配置と固化挙動に着目して実施した。これらの試験は1本ピンで行われた既存のCABRI試験に対して補完的な情報を与えるものである。3本ピン束試験の詳細なデータ評価と理論的解釈に基づき、燃料の再配置と固化は局所の燃料エンタルピーに支配されること、及び既存のCABRI試験の知見は大型ピン束条件に適用できるとの結論を得た。さらに、燃料とスティールの混合融体は破損燃料の上下端に強固な閉塞を形成し、燃料溶融に伴って発生する核分裂生成ガスの一部がこの閉塞によって保持されることで、炉心領域を比較的長期にわたって加圧し続けることが明らかとなった。

論文

Fuel pin behavior up to cladding failure under pulse-type transient overpower in the CABRI-FAST and CABRI-RAFT experiments

深野 義隆; 小野田 雄一; 佐藤 一憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(4), p.396 - 410, 2010/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.86(Nuclear Science & Technology)

In the CABRI-FAST and CABRI-RAFT programs within a collaboration with the IRSN and FZK, five pulse-type transient overpower tests were performed in order to study fuel pin behavior and failure condition in the Unprotected Loss-of-Flow (ULOF) accident. In these tests, two types of low-smear-density fuels irradiated in the French Phenix reactor at different burn-up levels were used so that an experimental database extension from the former CABRI-1 and CABRI-2 programs can be obtained. Pin failure took place in three of these tests giving information on the failure threshold. In two tests, no pin failure took place and useful information related to the transient fuel behavior up to failure and failure mechanism was obtained. These test results were interpreted through detailed analysis of experimental data and PAPAS-2S code calculations. In these calculations, pretransient fuel characteristics obtained from the sibling fuels were reflected, such that the uncertainty of the boundary condition can be minimized. Through the comparison among these tests and formerly existing CABRI tests, generalized understanding on the transient fuel behavior was obtained. It was concluded that the low-smear-density fuel mitigates cavity pressurization, thereby enhancing the margin-to-failure. It was also understood that this failure-threshold enhancing capability is dependent on the type of transient.

論文

Fuel pin behavior under slow-ramp-type transient-overpower conditions in the CABRI-FAST experiments

深野 義隆; 小野田 雄一; 佐藤 一憲; Charpenel, J.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(11), p.1049 - 1058, 2009/11

 被引用回数:13 パーセンタイル:67.22(Nuclear Science & Technology)

In the CABRI-FAST experimental program, four in-pile tests were performed with slow-power-ramptype transient-overpower conditions (called hereafter as "slow TOP") to study transient fuel pin behavior under inadvertent control-rod-withdrawal-type events in liquid-metal-cooled fast breeder reactors. The slow TOP test with a preirradiated solid-pellet fuel pin under a power ramp rate of approximately 3%Po/s was realized as a comparatory test against an existing test in the CABRI-2 program where approximately 1%Po/s was adopted with the same type of fuel pin. In spite of the different power ramp rates, the evaluated fuel thermal conditions at the observed failure time are quite similar. Three slow TOP tests with the preirradiated annular fuel resulted in no pin failure showing a high failure threshold. These CABRI-FAST slow TOP tests, in combination with the existing CABRI and TREAT tests, provided an extended slow TOP test database under various fuel and transient conditions.

論文

Fuel pin behavior under slow ramp-type transient-overpower conditions in the CABRI-FAST experiments

深野 義隆; 小野田 雄一; 佐藤 一憲; Charpenel, J.*

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 13 Pages, 2009/10

In the CABRI-FAST experimental program, four in-pile tests were performed with slow power-ramp-type transient-overpower conditions to study transient fuel pin behavior under inadvertent control rod withdrawal events in liquid metal cooled fast breeder reactors. Annular-pellet fuel pins were used in three tests, while a solid-pellet fuel pin was used in the other test. All of these pins were pre-irradiated in Phenix. The slow TOP test with a solid-pellet fuel pin was realized as a comparatory test against an existing test (E12) in the CABRI-2 program. In the CABRI-FAST test (BCF1), a power ramp rate of 3%Po/s was applied, while in the CABRI-2 test, 1%Po/s was adopted. In spite of the different power ramp rates, evaluated fuel thermal conditions at the observed failure time are quite similar. The continued overpower condition in the BCF1 test resulted in gradual degradation of the pin structure providing information effective for evaluation of various accident scenarios. Three slow TOP tests with the annular fuel in the CABRI-FAST program resulted in no pin failure showing high failure threshold. These CABRI FAST slow TOP tests, in combination with the existing CABRI and TREAT tests, provided an extended slow TOP test database with various fuel and transient conditions.

論文

CABRI-RAFT TP2 and TP-A1 tests simulating the unprotected loss-of-flow accident in sodium-cooled fast reactors

小野田 雄一; 深野 義隆; 佐藤 一憲; Marquie, C.*; Duc, B.*

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 15 Pages, 2009/09

TP2 and TP-A1 tests were conducted in the framework of the CABRI-RAFT program to study post-failure material-relocation during the Unprotected Loss-of-Flow (ULOF) accident in sodium-cooled fast reactors. In these tests, a three-pin-cluster geometry was adopted to supply complementary information to the existing CABRI-single-pin tests. Two different levels of energy injection into the fuel pins were realized to clarify the effect of fuel enthalpy on axial fuel relocation. Starting from a steady-state condition, Loss of Flow (LOF) was applied and then Transient Over Power (TOP) was triggered 13.4 s and 9.1 s after the coolant boiling in the TP2 and TP-A1 tests, respectively. Through a close look at these test results, it is concluded that the fuel relocation is dominated by accumulated fuel enthalpy and is not depending on three-pin-cluster or single pin conditions.

論文

Transient heat transfer characteristics between molten fuel and steel with steel boiling in the CABRI-TPA2 test

山野 秀将; 小野田 雄一; 飛田 吉春; 佐藤 一憲

Nuclear Technology, 165(2), p.145 - 165, 2009/02

 被引用回数:25 パーセンタイル:85.5(Nuclear Science & Technology)

高速炉安全研究の一部であるCABRI-RAFTプログラムにおけるTPA2試験では、溶融燃料/スティール混合物における燃料-スティール間熱伝達特性を調べた。この試験はフランスのCABRI炉で行われ、富化度12.3%のUO$$_{2}$$ペレットにステンレススティール球を埋め込んだ試験カプセルを使用した。予熱過程を経て、そのカプセルに過出力を印加し、燃料の溶融とスティールの蒸発を実現させた。観察されたスティール蒸気圧はかなり低く、燃料-スティール間熱伝達を有意に制限するメカニズムの存在を示唆した。SIMMER-IIIによる実験データの詳細評価により、スティール球の表面で生成した蒸気がスティール自身を取り囲み溶融燃料との接触を阻害するという一つの解釈を導き出した。

論文

高速実験炉「常陽」臨界30周年記念報告会及び技術講演会

仲井 悟; 青山 卓史; 伊藤 主税; 山本 雅也; 飯島 稔; 長沖 吉弘; 小林 淳子; 小野田 雄一; 大釜 和也; 上羽 智之; et al.

高速実験炉「常陽」臨界30周年記念報告会及び技術講演会, 154 Pages, 2008/06

「常陽」臨界30周年を機に、平成19年6月6日、約600人の参加を得て技術講演会, 記念報告会, 施設見学会等を開催した。技術講演会では、日仏米3か国の原子力開発の現状と今後の高速増殖炉開発における「常陽」への期待が表明された。また、記念報告会では、来賓からご祝辞をいただくとともに、ランドマーク賞授与式、神津カンナ氏の講演、地域との共生への取り組みに関する地元大洗町及び原子力機構の報告などがなされた。

報告書

Interpretation of the CABRI-RAFT TPA2 Test

山野 秀将; 小野田 雄一; 飛田 吉春; 佐藤 一憲

JNC TN9400 2005-045, 123 Pages, 2005/06

JNC-TN9400-2005-045.pdf:18.37MB

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故においては、溶融燃料/スティール混合物による沸騰プールを形成する可能性がある。このような沸騰プールの安定性に関する研究は事象推移に大きな影響を与えるため非常に重要であるが、実物質を用いた炉内試験はかなり限られている。そこで、CABRI-RAFT試験計画(1997年$$sim$$2002年)のTPA2試験は、炉心物質の沸騰プール挙動を支配する燃料-スティール間熱伝達特性を調べる目的で、仏国IRSNとの共同研究として2001年にCABRI炉で実施された。試験では、12.3%濃縮度のUO$$_{2}$$新燃料ペレットにステンレス・スティール球を埋め込んだテストカプセルを使用し、予熱段階を経て、燃料溶融およびスティール蒸発を生ずる過出力を印加した。過渡中に観察されたスティール蒸気の圧力発生挙動は極めて弱く、燃料-スティール間熱伝達を抑制するメカニズムの存在が示唆された。詳細な試験データ評価により、スティール球表面で生成されたスティール蒸気がスティール球自身を覆い、溶融燃料との接触を阻害するという現象が推定された。この蒸気のブランケッティング挙動が燃料-スティール間熱伝達を抑制するメカニズムであると考えられる。多相多成分熱流動解析コードSIMMER-IIIを用いて解析を実施した結果、熱伝達係数を特別に低下させることによって、試験で起きた圧力上昇および沸騰プール挙動をよく再現できた。

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