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藤井 澄夫; 加藤 篤志; 佐藤 和二郎
GENES4/ANP2003, 0 Pages, 2003/00
「FBRサイクル実用化戦略調査研究」のフェーズ11として、炉と燃料サイクルのそれぞれについて複数の選択肢を対象に革新技術を導入し、技術的検討を加えて、有望な実用化候補概念に絞り込みつつある。本稿では、この絞り込みのための評価手法を紹介するとともに、FBRサイクルシステムを社会に導入していくシナリオ例を提示する。
根岸 仁; 佐賀山 豊; 佐藤 和二郎; 前田 二三男; 中井 良大; 家田 芳明
サイクル機構技報, (20), 0 Pages, 2003/00
FBRサイクル実用化戦略調査研究のフェーズ112年目の2002年度は、主要技術の成立性見通し及び候補概念の明確化に必要な定量的なデータ取得のための要素技術開発に着目した。FBRシステムについてはNa炉及び鉛ビスマス炉では、100GWd/t程度を達成できる見通しを得た。また、燃料サイクルシステムでは、システムの詳細設計を進めるとともに、技術選択の上で重要な鍵を握る簡素化溶媒抽出法や簡素化ペレット法の技術的成立性の見通しを得た。
加藤 篤志; 佐藤 和二郎; 小野 清
JNC TN1400 2002-015, 62 Pages, 2002/11
JNC-TN1400-2002-015.pdf:2.37MB
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根岸 仁; 野田 宏; 山下 英俊; 前田 二三男; 佐藤 和二郎; 家田 芳明
サイクル機構技報, (16), p.1 - 12, 2002/09
FBRサイクル実用化戦力調査研究のフェーズ11初年度の2001年度の成果についてまとめた。フェーズ1の成果とフェーズ11の計画について研究開発課題評価委員会で慨ね妥当との評価を受けた。また、フェーズ1で抽出したFBRシステム及び燃料サイクルシステムの候補概念について、革新的技術を取り入れた設計研究を進めるとともに、主要技術の成立性見直し及び候補概念の絞り込みに必要な定量的なデータ取得のための要素技術開発に着手した。
佐藤 和二郎; 高野 秀機*
JNC TY1410 2001-001, 57 Pages, 2001/04
JNC-TY1410-2001-001.pdf:2.69MB
本資料は2000年7月に締結された「実用化戦略調査研究に関するサイクル機構・原研研究協力」に基づき、核燃料サイクルに係る環境負荷低減に関連する以下の項目について検討した結果を取りまとめたものである。(1)実用化戦略調査研究の環境負荷低減に関する評価指標(2)分離変換に関する開発計画・サイクル機構における分離変換開発計画・原研における分離変換開発計画(3)分離核変換に関連する基盤技術の情報交換・燃料製造・核データ・炉物理・FP分離技術
大坪 章; 岡田 敏夫; 高橋 伸友; 佐藤 和二郎; 服部 直三
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(6), p.522 - 534, 1999/00
被引用回数：8 パーセンタイル：53.67(Nuclear Science & Technology)「常陽」MK-I炉心燃料被覆管に発生した擦り痕の発生原因について、「常陽」と米国EBR-II炉での擦り痕発生データ及び炉外試験データを参考にして考察した。その結果、燃料集合体中のナトリウム温度分布と、燃料ピン温度の分布の不一致に起因する集合体周辺ピンの熱湾曲量の時間的変化(熱流力振動と呼ぶ)が原因と考えるに至った。この熱流力振動を表現するモデルを作成し、更に燃料被覆管とワイヤ間の接触面での剪断力と垂直力を指標とする擦り痕発生条件の評価図を作成した。この評価図では、現在までの数基の高速炉の燃料ピンに関して、擦り痕発生領域を明確に示すことができた。
佐藤 和二郎; 羽賀 一男
日本原子力学会誌, 37(2), 105 Pages, 1995/02
高速炉の安全性に関する国際会議(FRS '94)に出席し、動燃を始めとする日本の安全研究成果を発表するとともに、各国の高速炉開発の動向を調査した結果について報告する。おもなトピックは安全性に関する炉特性の研究,CDA解析評価,ナトリウム火災,安全規制,運転経験,自然循環除熱等である。
上出 英樹; 戸田 信一; 家田 芳明; 佐藤 和二郎; 林 謙二
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), 0 Pages, 1995/00
自然循環による崩壊熱除去は固有の安全性の観点で高速炉の重要な特性である。自然循環時の炉心部の健全性担保する上で、炉心部の熱流動現象の把握は非常に重要である。ここでは、自然循環時の炉心高温度評価をする上で効果が大きいことが指摘された集合体間熱移行現象に着目し、複数集合体からなる模擬炉心部をもつPLANDTL-DHX(37ピン、7集合体)、CCTL-CFR試験装置(61ピン、3集合体)を用いたナトリウム実験により、熱移行、最高温度の評価手法について検討した。 ネットワークコードによる評価を前提とし、集合体断面平均温度から最高温度、集合体間熱移行にかかる代表温度を予測するパラメータとして、ピーキングファクター、壁サブチャンネルファクターを導入し、その自然循環状態、集合体間熱移行の下での特性を2つのバンドルサイズについて実験的に求めた。
佐藤 和二郎
動燃技報, (91), p.90 - 95, 1994/09
コンピュータ性能の著しい向上は計算科学による非線形現象の解明を可能としている。実用化段階の高速炉では、より一層の経済性と安全性の向上を図る設計の最適化が重要であり、計算科学的手法をプラント設計及び安全評価に活用することが不可欠である。本報告では、高速炉の主要な熱流動現象とそれらのモデル実験に対するこれまでの考え方を整理すると共に、最近の超音波を利用した計測技術及びスーパーコンピュータによる数値シミュレーションの現状を紹介する。計算科学ではモックアップ実験の大部分がシミュレーション解析で代替され、モデル実験の重点は現象の素過程の解明及びシミュレーション技術の高度化は、計算科学的設計アプローチ手法の実現のための基盤技術として重要である。
松村 寿晴*; 前川 勇*; 佐藤 和二郎*
PNC TN9410 87-056, 139 Pages, 1987/03
炉上部プラグ貫通部でのカバーガスの上昇に伴なうFPガスの輸送現象を解析的に評価するため、質量輸送方程式を組んだ汎用多次元熱流動解析コードCOMMIX-PNCの質量輸送版(Ver.MT)を開発した。このVer.MTの検証が、濃度拡散基礎実験およびモックアップ実験を用いて実施された。濃度拡散基礎実験は、500㎜
500㎜50㎜の平行平板モデルの下面左端から水を流入し、右面上端から流出させるもので、混入物質は希薄なKC㍑が用いられた。実験モデル内各位置で計測された濃度結果との比較では、主流位置でのその挙動は良好な一致を示した。モックアップ実験を用いた検証は、実験シリーズのうち、プローダウン流量が0.05m3/min、0.02m3/minおよび0.10m3/minの3流量条件のケースを選定して実施した。0.05m3/min、0.10m3/nimのケースではアニュラス部へのXeの進入は計算されず、0.02m3/minのケースでは、アニュラス部上端までXeが上昇する結果が得られた。この解析結果は、実験結果と良く一致した。実機でのブローダウン効果については、解析の結果以下の点が明らかとなった。(1)定格ブローダウン条件では、FPガスのアニュラス部内への進入は全く認められなかった。(2)1/2定格ブローダウン条件では、FPガスが固定プラグ上部3905㎜まで上昇するが、その濃度はカバーガス中濃度の約10E-4%程度である。(3)定格ブローダウン中にブローダウンが停止した場合には、停止後1000秒でドアバルブ位置濃度はカバーガス中濃度の約13%まで上昇する。(4)モックアップ試験から得られたブローダウン効果評価式が実機体系においてもほぼ適用できることが確かめられた。
佐藤 和二郎; 村松 壽晴; 上出 英樹; 村上 隆典; 前川 勇
動燃技報, (60), p.53 - 57, 1986/12
「もんじゅ」の1次アルゴンガス系の設計においては、放射性カバーガスの上昇を抑制する遮蔽プラグ貫通部へのブローダウン流量を適切な裕度で抑制することが必要とされる。本研究ではブローダウン効果に対する軸方向温度分布の影響を検討し、環状流量における自然対流の発生条件に関する判定条件式を得て、実機アルゴンガス系の合理化を実現した。また、単相多次元熱流動解析コードCOMMIX-PNCに質量輸送モデルを組み込んだMT(Mass Transfer)Ver.を開発・検証した。本手法は複雑さなどから実験判定を適用出来ない体系や、ブローダウンの継続による希釈効果(非定常濃度変化)等に対しても適用できる評価の一般式及び定量化を実現したもので、実機設計の信頼性向上に資することが出来た。
宮越 博幸*; 林 謙二; 村上 隆典*; 佐藤 和二郎*
PNC TN941 85-152, 48 Pages, 1985/10
「もんじゅ」炉外燃料貯蔵槽内における自然循環熱流動特性を把握するため,水を作動流体として,単純形状の縮少モデル試験を実施した。試験では,モデル内の温度分布測定,冷却コイル近傍の流速測定および流況観察により,定常状態における自然循環時の熱流動特性に関するデータを得た。また,ここで得られたデータとCOMMIX―DRACSコードによる解析結果とを比較し,自然循環流れに対するコードの解析機能およびモデル化の検討を行った。モデル内の流れは極めて複雑で,不規則な周期で変動しているが,周方向の温度不均一はなく流れははぼ軸対称であることが確認できた。モデルの軸方向温度分布および流況に関する解析結果と実験結果とは比較的よく一致した。よって,COMMIX―DRACSコードは本報で検討した冷却コイル部のモデル化や数値解析手法により,実機の除熱性能の評価に適用できる。
林 謙二; 松本 明; 佐藤 和二郎
PNC TN941 85-121, 24 Pages, 1985/08
ナトリウム温度が比較的低いカバーガス空間におけるナトリウム蒸気(または、ミスト)濃度を測定した。試験はカバーガス空間の軸方向に温度差があり、その内部に自然対流が誘起されている試験容器を用い、ナトリウム温度150
300
Cおよびカバーガス空間軸方向温度差70150Cの範囲で実施した。ナトリウム温度が比較的低いカバーガス空間におけるナトリウム蒸気(または、ミスト)濃度を測定した。試験はカバーガス空間の軸方向に温度差があり、その内部に自然対流が誘起されている試験容器を用い、ナトリウム温度150300Cおよびカバーガス空間軸方向温度差70150Cの範囲で実施した。比較的低いナトリウム温度(150300C)のカバーガス空間におけるナトリウム濃度は、ナトリウム温度の低下とともに指数的に低下し、高温領域(300600C)のデータを外挿できる特性を示した。200Cにおけるナトリウム濃度(3.010
9.010g/cm
)はナトリウム飽和蒸気濃度(110
g/cm)に比較して約2桁大きい。これは温度の低いナトリウム液面においても、液面近傍の急激な温度低下によりナトリウムミストが発生するためと考えられる。ここで得られた実験データは高速原型炉「もんじゅ」の回転プラグの低温環状部壁面へのナトリウム付着量の評価に用いられる。
古川 鉄利*; 村上 隆典*; 佐藤 和二郎*
PNC TN941 85-98, 51 Pages, 1985/07
高速原型炉「もんじゅ」の炉内流量配分評価に必要な実験データを得るため,燃料集合体水流動試験装置により粗調整棒試作体の流動特性試験を実施した。試験では原子炉運転時のモードを模擬し,制御要素の軸方向位置を変えて,圧力損失特性および内部流量配分を測定した。また,制御要素の下端部に加速度計を取り付け,流力振動に対する制振機構の効果を調べた。制御要素は01000mmの範囲で軸方向に可動するが,圧力損失特性は300900mmの範囲では変化しない。一方,内部流量配分は200mm以上の場合はほぼ一定で,総流量の約45%が制御要素へ流入する。これから,実機の初期炉心から末期炉心までの駆動範囲465765mmの間では,圧力損失および内部流量配分共に一定であることが明らかとなった。制振機構により制御要素下端部の流力振動振幅は低減しないが,振動の方向は等方的になることがわかった。本試験結果は実機制御棒の設計および炉内流量配分に関する熱流力設計に反映される。
村上 隆典*; 古川 鉄利*; 佐藤 和二郎*
PNC TN945 85-07, 85 Pages, 1985/06
高速原型炉「もんじゅ」の炉内流量配分試験を実施するために,水を作動流体とする1/2縮尺の原子炉容器モデルが製作された。本試験はこの炉内流量配分に関する総合試験の予備突験として,モデル内に装荷される炉心構成要素(炉心集合体,制御棒,など)の単体流動特性の測定および計測用集合体内タービン流量計の校正試験を実施したものである。 流動特性は各流量領域の供試体につき3体づつ測定し,圧力損失係数,
,とレイノズル数,Re,とを関連付ける実験式を求めた。また,校正結果はタービン流最計の出力パルス・カウント数と流量との関係を示す校正式にまとめた。 ここで得られた1/2モデルに関する基礎データは,今後の炉内流最配分試験の実験および解析に不可欠なもので,それらを通して実機の炉心熱流力設計に反映される。
宮口 公秀*; 佐藤 和二郎; 井口 達郎*
PNC TG033 82-01(5), 16 Pages, 1982/01
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H.Araki*; T.Komab*; Sato, Kazujiro*; Y.Ozaki*; H.Inuzi*; K.Koday*; Y.Shino*
PNC TN941 81-114, 11 Pages, 1981/06
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Fujimoto, Tetsuro*; Sato, Kazujiro*; Takahashi, June*
PNC TN951 76-14, 59 Pages, 1976/09
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佐藤 和二郎; 二ノ方 壽
伝熱研究, 34(133), ,
動燃におけるサーマルストライピング、自然循環除熱、自由液面挙動などに関する研究成果を中心に、高速炉の熱流動研究の現状を報告するとともに、受動的安全方策の特性評価や計算科学的手法の活用など、今後の研究課題と展望を示した。
佐藤 和二郎
IAEA高速炉の安全性に関する国際会議, ,
日本の高速炉開発の現状と安全研究成果の概要を紹介する。また、将来の高速炉に具備すべき受動的安全機能として防止方策と緩和方策の重要性を指摘するとともに、それらの具体例と活用の考え方を示した。受動的安全試験炉の必要性を示した。
