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論文

Study on gas entrainment from unstable drifting vortexes on liquid surface

平川 萌*; 菊池 祐一郎*; 堺 公明*; 田中 正暁; 大島 宏之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

ナトリウム冷却高速炉において、ガス通過による予期しない炉心反応度の投入を防止するため、カバーガス空間にある自由液面からのガス巻き込み現象は重要な評価課題となっている。本研究では、回流水槽を利用した実験で観察された自由液面を移動する非定常渦のガス巻込み現象の解析を行い、実験結果と比較して解析手法の妥当性について検討するとともに、解析結果に対し、原子力機構で開発された評価ツール(StreamViewer)を適用して、自由液面からのガスコア長さの評価を実施した。

論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大

日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00395_1 - 16-00395_9, 2017/04

高速炉の炉停止失敗事象(ATWS: Anticipated Transient without Scram)に対して、原子炉容器内での事象終息(IVR: In-Vessel Retention)の成立性を検討した。検討においては、確率論的評価に基づいて冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)をATWSの代表事象に選定した上で、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。本検討の結果から、原子炉容器は機械的にも熱的にも損傷することはなく、IVRが成立する見通しを得ることができた。

論文

Progress of thermal hydraulic evaluation methods and experimental studies on a sodium-cooled fast reactor and its safety in Japan

上出 英樹; 大島 宏之; 堺 公明; 田中 正暁

Nuclear Engineering and Design, 312, p.30 - 41, 2017/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Nuclear Science & Technology)

第4世代原子炉システム国際フォーラムにおいて構築されている安全設計基準では、福島第一原子力発電所事故の教訓や革新技術と関連する研究開発成果を取り入れ、第4世代炉としてのナトリウム冷却高速炉の機器、構造、システムの安全設計にかかる基準を具体化している。この活動には多くの熱流動現象の評価が必要とされる。本論文はこの中から4つの現象として集合体熱流動、自然循環崩壊熱除去、炉心崩壊事故、高サイクル熱疲労を取り上げ、熱流動評価手法の進展を解析コードの検証、実験研究と合わせて示す。これらの手法は高速炉で生じ得る様々な熱流動現象の評価に適用できる包括的な評価手法に統合化され、人的資源の発展や熱流動知見の集約にも役立てられることが期待できる。

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:76.09(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

Event sequence assessment using plant dynamics analysis based on continuous Markov chain process with Monte Carlo sampling assessment of strong wind hazard in sodium cooled fast reactor

高田 孝; 東 恵美子*; 西野 裕之; 山野 秀将; 堺 公明*

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2016/11

外部ハザード事象におけるプラントの様々な状態を定量化することを目的に、連続マルコフ過程モンテカルロ(CMMC)法と動特性解析手法とのカップリングを行った。本論文では強風事象を対象とし、開発手法を用いた定量化を行った結果、対象としたプラントにおける強風事象への耐性が高いことを明らかにした。また低頻度事象に対する手法適用拡張として、重み付けを用いたサンプル方法について提案した。

論文

Development of risk assessment methodology against natural external hazards for sodium-cooled fast reactors; Project overview and margin assessment methodology against volcanic eruption

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10

本論文では、プロジェクト概要を述べたうえで、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対するマージン評価手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルター目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、フィルター破損までの猶予時間をマージンと定義した。降灰継続時間より猶予時間が短いときだけマージンを検討する必要がある。機器別のマージン評価では、各機器の吸い込み風量とフィルタ破損限界を使って計算された。シーケンス別のマージン評価では、機器別のマージン評価とイベントツリーに基づき評価された。マージンを大きくするアクシデントマネジメント対策として、例えば、強制循環運転の手動トリップ、空気冷却器3系統の順次運転、及びプレフィルターによるカバーを提案した。

論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06

The achievement of In-Vessel Retention (IVR) against Anticipated Transient without Scram (ATWS) is an effective and rational approach in enhancing the safety characteristics of sodium-cooled fast reactors. Based on the Probabilistic Risk Assessment (Level 1 PRA) for a prototype fast-breeder reactor, Unprotected Loss of Flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, can be selected as a representative event of ATWS. The objective of the present study is to show that no significant mechanical energy release would take place during core disruption caused by ULOF, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. As a result of the present evaluation with computational codes and physical models reflecting the knowledge on relevant experimental studies, the prospect of IVR against ULOF was obtained.

論文

Development of risk assessment methodology of decay heat removal function against natural external hazards for sodium-cooled fast reactors; Project overview and volcanic PRA methodology

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.

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

本論文では、プロジェクト概要を述べたうえで、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルター目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、火山ハザードは火山灰粒径、層厚及び継続時間の組み合わせで評価できるとした。また、各機器の機能喪失確率はフィルタ破損限界までの猶予時間を使って得られるフィルタ交換失敗確率で表されるとした。イベントツリーに基づいて、炉心損傷頻度は離散的なハザード確率と条件付崩壊熱除去失敗確率を掛け合わせることで求められ、約3$$times$$10$$^{-6}$$/年の結果を得た。支配的なシーケンスは、非常用原電喪失後に、フィルタ目詰まりによる崩壊熱除去系の機能喪失であった。また、支配的な火山ハザードは、大気中濃度10$$^{-2}$$ kg/m$$^{3}$$、粒径0.1mm、層厚50-75cm、継続時間1-10hrであった。

論文

Activities of the safety and operation project for the international research and development of the sodium-cooled fast reactor in the Generation IV international forum

堺 公明; Ren, L.*; Tsige-Tamirat, H.*; Vasile, A.*; Kang, S.-H.*; Ashurko, Y.*; Fanning, T.*

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

The Generation IV (GEN-IV) international forum is a framework for international cooperation in research and development for the next generation of nuclear energy systems. The SFR Safety and Operation (SO) project addresses the area of the safety technology and the reactor operation technology developments. The aim of the SO project includes (1) analyses and experiments that support establishing safety approaches and validating performance of specific safety features, (2) development and verification of computational tools and validation of models employed in safety assessment and facility licensing, and (3) acquisition of reactor operation technology, as determined largely from experience and testing in operating SFR plants. In this paper, recent activities in the SO project are described.

論文

Operational experience of CW SRF injector and main linac cryomodules at the Compact ERL

阪井 寛志*; 江並 和宏*; 古屋 貴章*; 加古 永治*; 近藤 良也*; 道園 真一郎*; 三浦 孝子*; Qiu, F.*; 佐藤 昌人*; 篠江 憲治*; et al.

Proceedings of 56th ICFA Advanced Beam Dynamics Workshop on Energy Recovery Linacs (ERL 2015) (Internet), p.63 - 66, 2015/12

コンパクトERLとして入射器および主加速器モジュールの開発を行った。入射器モジュールは3台の2セル空洞で、主加速器モジュールは2台の9セル空洞で構成されている。建設後、20MeVのエネルギーで80$$mu$$A以上の電流でエネルギー回収に成功した。入射器、主加速器とも安定に運転されているが、主加速器については電界放出が、入射器についてはHOMカップラーの発熱が問題となっている。コンパクトERLの2台のクライオモジュールの長時間ビーム運転中の性能について発表する。

論文

超伝導加速器用C形導波管型HOMカップラーの高周波特性

沢村 勝; 梅森 健成*; 阪井 寛志*; 篠江 憲治*; 古屋 貴章*; 江並 和宏*; 江木 昌人*

Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.579 - 582, 2015/09

超伝導加速器を用いたエネルギー回収型リニアック(ERL)では、高調波(HOM)対策が重要である。HOMカップラーは大電力の場合に内軸での発熱が問題となっている。そこで新たにC形導波管を考案した。このC形導波管は導波管を丸めることにより同軸管のような構造をしているが、内軸と外軸が仕切板で結合しているため、内軸を効率よく冷却することができる。このC形導波管を用いたHOMカップラーモデルの測定を行っているので、その結果を報告する。

論文

ヘリウムプロセスを用いたERL主加速超伝導空洞の性能回復試験

篠江 憲治*; 阪井 寛志*; 梅森 健成*; 江並 和宏*; 沢村 勝; 江木 昌人*; 古屋 貴章*

Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.548 - 552, 2015/09

エネルギー回収型リニアックで要求される性能を持つ超伝導加速器を製作したとき、縦測定では性能を満たしてもモジュール化しビームラインに組み込むと性能が劣化するということが起こる。そのような空洞の性能回復の手段としてヘリウムプロセスが有効であるとの報告がある。そこで我々の空洞についてヘリウムプロセスが可能かどうかを検証するために、モデル空洞を用いてヘリウムプロセスを行った。その結果、空洞性能回復が見られ、いくつかのエミッタを取り除くことができた。

論文

CERL主加速器クライオモジュール運転の現状; 大電流ビーム運転時における空洞内の現象理解に向けて

沼田 直人*; 浅川 智幸*; 阪井 寛志*; 梅森 健成*; 古屋 貴章*; 篠江 憲治*; 江並 和宏*; 江木 昌人*; 坂中 章悟*; 道園 真一郎*; et al.

Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.566 - 570, 2015/09

将来の大規模ERL型加速器実現のために、試験加速器であるコンパクトERL(cERL)が建設された。2013年度よりビームコミッショニングを行っており、2014年2月にはビームが周回するようになった。現在は目標のビーム性能を実証するための調整運転を行っている。cERLでは大電流かつ低エミッタンスのビームを高加速勾配の超伝導空洞で安定にエネルギー回収運転できるかの実証を目的としている。主加速器クライオモジュールの性能評価試験結果及びcERL運転時においてのモジュール内の現象を報告する。

論文

Progress of thermal hydraulic evaluation methods and experimental studies on a sodium-cooled fast reactor and its safety

上出 英樹; 大島 宏之; 堺 公明; 田中 正暁

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.8141 - 8155, 2015/08

高速炉の安全設計基準を支える熱流動評価手法として、燃料集合体内熱流動、自然循環崩壊熱除去、高サイクル熱疲労、炉心損傷事故を取り上げ、さらにそれら評価手法の検証の手法について、JSFRを対象とした試験研究とともにここに概説する。これらの評価手法は高速炉の熱流動現象の全体にかかる数値解析システムとして集約されるとともに人材育成と技術伝承のツールとしても有効に活用される計画である。

論文

Development of risk assessment methodology against natural external hazards for sodium-cooled fast reactors; Project overview and strong wind PRA methodology

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.454 - 465, 2015/05

本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に強風PRA手法開発について述べる。強風PRA手法を開発するにあたって、まず、我が国で記録された気象データに基づき、ワイブル分布及びグンベル分布を用いてハザード曲線を推定した。得られたハザード曲線は、イベントツリー定量化のために5つのカテゴリに離散化した。次に、崩壊熱除去に関連した設備に対する破損確率を求めるために、2つの確率の積で表すことにした。すなわち、飛来物が崩壊熱除去系の空気吸気口と排気口に入る確率と飛来物衝突による破損確率の積である。イベントツリーに基づき最終的に得られた炉心損傷頻度は、グンベル分布で求められたハザード発生頻度の離散化した確率に条件付除熱失敗確率を乗ずることによって、約6$$times$$10$$^{-9}$$と推定された。支配的なシーケンスは、飛来物衝突による燃料タンク火災を従業員が消火できず、崩壊熱除去喪失に至ることであると導かれた。

論文

Development of risk assessment methodology of decay heat removal function against external hazards for sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and margin assessment methodology against snow

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05

本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に積雪マージン評価手法開発について述べる。積雪マージン評価には降雪速度と継続時間の組み合わせが指標となる。降雪中は除雪が期待できるから、除雪速度が降雪速度を下回ったときに除熱失敗と定義すると、その除熱失敗に至るまでの降雪継続時間がマージンとみなされるという積雪マージン評価手法を開発した。

論文

Development of margin assessment methodology of decay heat removal function against external hazards, 1; Project overview and snow PRA methodology

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.

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

本論文は、主に積雪確率リスク評価(PRA)手法開発とプロジェクト概要を記す。積雪ハザード分類では、崩壊熱除去破損の分類にわけたイベントツリーを用いた事故影響を評価する。除雪と空気冷却ダンパの手動操作をアクシデントマネージメントとしてイベントツリーに導入した。積雪PRAの炉心損傷確率は10$$^{-6}$$/年以下の確率と表された。

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.

論文

Improvement of the position monitor using white light interferometer for measuring precise movement of compact ERL superconducting cavities in cryomodule

阪井 寛志*; 江並 和宏*; 古屋 貴章*; 佐藤 昌人*; 篠江 憲治*; 梅森 健成*; 沢村 勝; Cenni, E.*; 青戸 智浩*; 林 恭平*; et al.

Proceedings of 5th International Particle Accelerator Conference (IPAC '14) (Internet), p.1787 - 1789, 2014/07

リニアコラーダーやERL、X-FELのような将来光源において超伝導空洞のアライメントは重要な項目の一つである。液体ヘリウム温度まで冷却するとき空洞の変位をより正確に測定するため、測定ターゲットと参照点との間の光の干渉を用いる位置モニターを新たに開発した。このモニターをコンパクトERLの主空洞に適用し、2K冷却における変位を10$$mu$$mの分解能で測定することに成功した。

論文

Mechanical vibration search of compact ERL main linac superconducting cavities in cryomodule

佐藤 昌人*; 江並 和宏*; 古屋 貴章*; 道園 真一郎*; 三浦 孝子*; Qiu, F.*; 阪井 寛志*; 篠江 憲治*; 梅森 健成*; 沢村 勝; et al.

Proceedings of 5th International Particle Accelerator Conference (IPAC '14) (Internet), p.2531 - 2533, 2014/07

ERLの主空洞においては、入力電力が減らせるため高いQ値での運転が望ましい。このような運転においては高周波の振幅、位相を安定させるためにマイクロフォニックスを抑えることが重要である。マイクロフォニックスの原因の1つが機械振動であり、これにより共振周波数が変化する。空洞、モジュールや床などの振動を調べ、コンパクトERLの運転データと比較を行った。

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