検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 22 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Application of the modified neutron source multiplication method to the prototype FBR Monju

Truchet, G.*; Van Rooijen, W. F. G.*; 島津 洋一郎*; 山口 勝久

Annals of Nuclear Energy, 51, p.94 - 106, 2013/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:49.64(Nuclear Science & Technology)

修正中性子増倍法(MNSM)を高速原型炉「もんじゅ」に適用した。「もんじゅ」の特異性のうちMNSM因子に大きな影響を及ぼす要素は、炉心近傍にカリフォルニウム中性子源があることと、中性子検出器が炉容器外の離れた位置にあること。検出器の計数率の評価では、炉容器から外部の検出器までの伝播計算を実施した。二つの未臨界状態に対して反応度を評価し、2010年の再起動試験データと比較した。MNSM法による反応度計算結果は、他の方法から得られた反応度とよい一致を見た。

論文

Proton resonance elastic scattering in inverse kinematics on the medium heavy nucleus $$^{68}$$Zn

今井 伸明*; 平山 賀一*; 石山 博恒*; Jeong, S.-C.*; 宮武 宇也*; 渡辺 裕*; 牧井 宏之; 光岡 真一; 長江 大輔*; 西中 一朗; et al.

European Physical Journal A, 46(2), p.157 - 160, 2010/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:30.42(Physics, Nuclear)

An isobaric analog resonance of $$^{69}$$Zn was studied by the resonance elastic scattering of $$p(^{68}Zn,p)$$ with a 5.5-MeV/nucleon $$^{68}$$Zn beam and a thick polyethylene target. The excitation function of the differential cross section of proton elastic scattering was measured around 0 degrees in the laboratory frame by the thick target inverse kinematics method. The angular momentum, and proton and total widths of the resonance assigned using an $$R$$-matrix calculation are in good agreement with earlier measurements performed using normal kinematics, demonstrating that the thick target inverse kinematics method is a useful tool for studying the single particle structures of neutron-rich nuclei.

論文

Gated multiple-sampling and tracking proportional chamber; New detector system for nuclear astrophysical study with radioactive nuclear beams

橋本 尚志; 石山 博恒*; 石川 智子*; 川村 隆史*; 中井 浩二*; 渡辺 裕*; 宮武 宇也; 田中 雅彦*; 渕 好秀*; 吉川 宣治*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 556(1), p.339 - 349, 2006/01

 被引用回数:31 パーセンタイル:89.78(Instruments & Instrumentation)

三次元の飛跡検出型の比例ガス検出器を開発した。ゲーティンググリッドの採用により、4$$times$$10$$^4$$個/秒の荷電粒子入射に対しても安定な性能を持続できる。ほぼ100$$%$$の検出効率を持つので、ビーム強度の弱い短寿命核ビームによる天体核反応率の測定実験に最適な検出器である。

論文

多方面へ展開する原子炉利用; IV-2 高速炉を対象とする過渡試験炉

山口 勝久

日本原子力学会誌, 35(5), p.382 - 383, 1993/00

高速炉開発のために原子炉を用いる過去・現在・将来の内外の研究に広く目配りしつつ,安全研究に用いられるインパイルル-70を備えた過渡試験炉に重点を置いて,研究目的の特殊性と用いる原子炉の設計・特性上の特殊性(ユニークさ)との関係を解説した。その中で,将来の社会の要求に応じる原子炉のあり方を考える一助に,動燃のSERAPH計画についても簡単に紹介している。

報告書

高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(II) : 固有の負の反応度効果の最適化解析(I) 炉心支持板の熱変形挙動解析

大岩 章夫*; 谷川 信吾*; 山口 彰*; 山口 勝久; 本田 明成*; 本鹿 順司*; 川副 博*

PNC TN9410 88-141, 159 Pages, 1988/09

PNC-TN9410-88-141.pdf:10.2MB

高速炉のATWS(AnticipatedTransientWithoutScram)事象に対し,これまでの解析評価によりプラントの熱流動挙動が要因となって生じる負の反応度効果として炉心支持板の熱膨張が大きく影響する。これを定量化する上では,炉心支持板の熱的機械的挙動を評価することが必要である。そこで,炉心支持板の熱変形挙動の解明および解析対象のモデル化の範囲の違いによる変形挙動の相違を明らかにするため,炉心支持板の熱変形挙動解析を実施した。解析対象は,これまで反応度効果について解析評価してきた1000MWe級ループ型高速増殖炉とし,別途システムコードにより得られたATWS事象の代表事象であるULOF(UnprotectedLossofFlow)時のプラント熱流動解析結果を温度境界条件として,炉容器を含める全体系について炉心の荷重も考慮し,汎用非線形構造解析システム「FINAS」を用い変形挙動解析を実施した。その結果,以下の知見が得られた。1上部炉心支持板の変形挙動は,支持板の温度変化による自由膨張量により評価できる。2モデル化の範囲の違いによる半径方向変位量への影響はなく,半径方向変位量は炉心支持板部の変位により支配される。3燃料集合体による半径方向への変位の拘束条件は,炉心支持板の軸方向のたわみに影響し,拘束がある場合たわみ量は小さくなる。4全体モデルと一軸モデルでは,冷却材温度の過渡変化が大きい時刻で変形挙動に差を生じ,一軸モデルによる変位は全体モデルに比べ応答遅れを生じる。なお,本解析結果に基づく炉心部分の変位に伴う反応度投入量については,別途解析評価を進めている。

報告書

プラント過渡応答試験熱流動解析; SSC-Lによる予測解析評価

大岩 章夫*; 原口 哲治*; 斉藤 利二*; 谷川 信吾*; 山口 勝久

PNC TN9410 88-107, 121 Pages, 1988/09

PNC-TN9410-88-107.pdf:4.84MB

システムコードであるSSC-LをPLANDTL施設の設計から試験解析に用いる。そのため、SSC-LにPLANDTL解析用のモデルとして電磁ポンプモデル、PLANDTL用配管破断系モデル、上部プレナム補助系熱輸送モデル等を組み込み、各モデルの適応性の確認と設計仕様のチェックを目的とし予測解析を実施した。その結果、PLANDTLは主循環系を中心に、LOPI事象で想定されている0.25秒で定格の約25%まで急減する流量カーブを配管破断系により、その後ゆっくりとした流量変化を電磁ポンプの出力制御により模擬できる装置であることを確認した。また、詳細設計データに基づく予測解析から、想定されている逆流を含むLOPI模擬試験においても、装置の設計条件であるループ設計温度:625$$^{circ}C$$、試験体部設計最高温度:950$$^{circ}C$$を越えることはないことを確認するとともに、試験の予測解析により装置の特性および試験条件設定のために必要な電磁ポンプ、緊急遮断弁などの運転条件等を確認した。今後は、各種特性試験を通じて、モデルの改良、検証を行い、試験解析を実施してゆく。

報告書

Key Technological Design Study of a Large LMFBR(2); System Dyrawics Analysis for Mitigating ATWS Consequences of a 1000MWe Loop-Type LMFBR

山口 勝久

PNC TN9410 87-161, 19 Pages, 1987/11

PNC-TN9410-87-161.pdf:2.49MB

1000MWe級ループ型高速増殖炉を対象に、炉停止失敗事故を想定した場合の事象推移を解析し、高速増殖炉の有する固有の事故緩和能力を評価した。解析では、従来から仮想炉心崩壊事故の解析に用いられてきた反応度フィールドバック以外に、制御棒延長管の軸方向膨張による炉心への制御棒挿入効果、炉心支持板の径方向熱膨張による炉心全体の膨張効果を考慮できるようにした。炉設計では、チムニー型炉上部機構を考え、主循環ポンプ流量半減時間、制御棒待機位置をパラメータと扱った。流量喪失事故は、流量半減時間が40秒以上となるように設計対応するか、10秒以上で制御棒待機位置を250mm炉心に挿入した位置になるようにすることにより、事象推移を緩和し、冷却材最高温度を飽和温度以下に抑えることができる。除熱系機能喪失事故は、約100$$^{circ}C$$下廻る温度レベルで流量喪失事故と類似した事象推移をたどる。反応度挿入事故は、60¢の反応度を持つ制御棒が1$$sim$$3¢/Sで挿入される設計条件では、最高ナトリウム温度が650$$^{circ}C$$以下、燃料溶融割合が25%以下の現行基準以内に納まる。

報告書

Key Design Parameter Study(1) for Large Scale-up Fast Breeder Reactor

山口 勝久

PNC TN9410 87-160, 19 Pages, 1987/11

PNC-TN9410-87-160.pdf:2.42MB

酸化物燃料を用いた1000MWe級ループ型高速増殖炉を対象に、FBR固有の安全性に係る性能について解析し、熱流動一構造一核のカップリングによる負の反応度効果で、所内全動力電源喪失に伴う流量喪失・炉停止失敗事故を想定した場合でも、炉が核的停止に導けるようにするための設計への要求事項を求めた。チムニー型炉上部構成の採用、流量半減時間の延伸、制御棒の部分挿入状態での待機等の条件を組み合わせ、以下の結論を導いた。(1)主循環ポンプ流量半減時間=10秒、制御棒待機位置=0.2m炉心へ挿入、ポニーモータ流量=30%とすれば、初期の温度オーバーシュートを840$$^{circ}C$$(非沸騰)に、数時間後の整定温度を600$$sim$$630$$^{circ}C$$に抑えることができる。(2)炉心を偏平化し、燃料の線出力、Doppler係数、ナトリウムボイド係数を各々20%低下させれば、ポニーモータ流量=20%で金属燃料を使わずとも、より裕度の高い結果にできる。

論文

Flow pattern and dryait under sodium boiling conditions at decary power levels

山口 勝久; 羽賀 一男; 磯崎 正

Nuclear Engineering and Design, 99, p.247 - 263, 1987/02

 被引用回数:12 パーセンタイル:73.22(Nuclear Science & Technology)

None

報告書

SSC-Lによる過渡応答試験予備解析

大岩 章夫*; 磯崎 正*; 山口 勝久

PNC TN9410 86-019, 39 Pages, 1986/03

PNC-TN9410-86-019.pdf:2.19MB

高速炉の1次主冷却系配管破損事故を想定した場合に予想される燃料集合体熱流力過渡事象を調べるため、まず2次ピークを対象とした崩壊熱沸騰試験等が実施された。さらに1次・2次ピークを含む一連の事象推移を模擬した試験を行うため、プラント過渡応答試験施設の建設が計画されている。また、これらの試験の予備解析、試験解析およびそれらの経験に基づいた実機安全評価を行うため、安全解析コードを用いた解析・評価手法の精度を高くしておくことが必要である。配管破損事故を含む各種事故時のプラント過渡応答評価のための手段の一つとしてSSC-Lがある。SSC-Lは、これまで種々の試験解析に適用して解析機能の評価、モデルの改良等の整備作業が進められている。そこで、このSSC-Lを用いて崩壊熱沸騰試験解析を行い、その知見を基にプラント過渡応答試験施設で予定されている代表的な試験ケースについて予備解析を行った。

報告書

Sodium Boiling Experiments at Decay Power Levels(4); Summary Assessment of the Low-Flow and Low-Heat Flax Sodium Boiling Expeiments at PNC

山口 勝久; 磯崎 正*; 青木 忠雄

PNC TN941 85-56, 289 Pages, 1985/03

PNC-TN941-85-56.pdf:9.23MB

崩壊熱沸騰試験は、高速炉の配管破損事故や崩壊熱除去系機能喪失事故などを想定した場合に問題となる沸騰による炉心燃料集合体の除熱に関して、実験的に検討することを目的としている。試験に先立ち、低流量時の沸騰事象の推移を評価するにあたって補強すべき情報の摘出を行った。崩壊熱沸騰試験に関係深い既存の試験として、SIENA装置で実施された一連の低熱流束・低流量試験をとり上げ、特に除熱限界(ドライアウト)データの整理という観点で総合評価を行った。評価に当っては、既在の水に関する知識も参考にした。主要な結果は以下の通りである。(1)比較的高流量で再現される環状流流動様式でのドライアウトは熱流束に依存せず、出ロクォリティ=0.5というクライテリヤで良く説明できる。(2)低流量になると、熱出力/流量のミスマッチが増加しても、不安定な流動振動と気泡の拡大・縮小を繰返すスラグ流流動様式が持続され、除熱能力は周囲のヒートシンクに助けられ、飛躍的に向上する。環状流でのドライアウト・クォリティのデータ傾向は、水のデータと酷似しており、その知識の外挿から、流動様式か環状流となるなら従来のドライアウト評価方法は妥当であろうと結論できる。したがって、今後の試験では流動様式を支配する要因の調査、およひ除熱性能の劣る環状流での除熱限界の追加調査に重点を置くべきといえる。

報告書

高速実験炉「常陽」照射燃料集合体冷却材混合効果試験 : A型特殊燃料集合体内もんじゅ試料部(7本ピンバンドル)試験

金沢 光雄*; 内山 雅博*; 大坪 章*; 岡田 敏夫*; 山口 勝久; 青木 忠雄

PNC TN941 85-13, 176 Pages, 1985/02

PNC-TN941-85-13.pdf:6.47MB

A型特殊燃料集合体内もんじゅ試料部の冷却材混合効果を模擬燃料集合体(7本組ヒータピンバンドル,ピン外径6.5mm,ワイヤラッピングピッチ209--)を用いてナトリウム中で実験的に調べた。試験では,ヒータピンを適当に組合せて(1,4,7本)発熱させ,径方向および軸方向の冷却材温度分布と被覆管表面の温度分布をクロメルーアルメル熱電対を用いて測定した。試験条件は以下のとおりである。入口ナトリウム温度370$$^{circ}C$$ 線出力40$$sim$$520W/-- レイノルズ数5,700$$sim$$41,000 測定したサブチャンネル冷却材温度分布は,SWIRLコードおよびCOBRA―4コードを用いて解析・評価を行い,被覆管表面の温度分布は,SPOTBOWコードを用いて解析・評価を行った。この結果次のことが明らかになった。(1)SWIRLコードの未知のパラメータである混合係数Cs1),Cs2),Cs3)の値を実験解析により評価し,定格レイノルズ数(Re=30,000)での値として,Cs1)=0.55,Cs=2.30,Cs3)=0.74を得た。また,得られた混合係数に対する感度およびレイノルズ数依存性を評価した。感度評価では,内部サブチャンネル間の混合係数Cs1)は,他の2つに比べて感度がにぶいことがわかり,レイノルズ数依存性は,Cs1)およびCs2)においては,ほとんどみられず,Cs3)においてレイノルズ数とともに減少し一定値に落ちつく傾向がみられた。(2)COBRA―4コードによるサブチャンネル冷却材温度分布の実験解析により未知パラメータである強制クロスフローパラメータDUR1,DUR2,DUR3の値を評価し,定格レイノルズ数(Re=30,000)における値としてDUR1=0.012,DUR2=0.05,DUR3=0.08を得た。また,得られたパラメータの感度およびレイノルズ数の依存性を評価した。感度評価では,内部サブチャンネル間の強制クロスフローパラメータは,他の2つに比べて感度がかなり小さいことがわかり,レイノルズ数の依存性については,DUR1,DUR2およびDUR3ともにレイノルズ数の増加につれて,減少する傾向がみられた。(3)SPOTBOWコードによる被覆管表面温度分布解析の結果,計算値は,実測値より高目であった。ただし,SPOTBOWコードによる解析では,ワイヤ位置や熱流束分布の指定での制約上実験

論文

Boiling and Dryout Conditions in Disturbed Cluster Geometry and Their Application to the Liquid-Metal Fast Breeder Reactor Local Fault Assessment

山口 勝久; 中村 寿; 羽賀 一男

Nuclear Science and Engineering, 88(3), p.464 - 474, 1984/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:58.06(Nuclear Science & Technology)

None

報告書

ナトリウム過渡沸騰・燃料破損伝播試験のデータ処理プログラム(III); 保存用ファイル・データ解析コードSISCOの開発

恩田 薫*; 山口 勝久

PNC TN952 83-08, 268 Pages, 1983/12

PNC-TN952-83-08.pdf:9.72MB

ナトリウム過渡沸騰・燃料破損伝熱試験装置を用いて実施された試験で,低熱流束沸騰試験のように高精度のデータ処理を必要とするものに対して,能率良く計測情報をチェックしその結果を反映したデータ解析が容易にできるデータ処理コードSISCOを開発した。SISCOは大洗工学センター計算機室のM―190/200システムを用いることを前提とし,向システムの持つ会話型データ解析システムAXELのライブラリーを最大限利用するよう段計されている。処理形態上は,(1)BSISCO‥解析対象とするデータ・ベースをバッチ処理を主に用いて作成・更新する。 (2)ISISCO‥AXELシステムの支援下で会話型データ解析を行う,の2つのサブシステムから成る。各種の要求に合せて,前者では7種のオプションが,後者では13種のコマンド・マクロが準備されているが,機能的には以下の2つの作業が行えるようになっている。 1)データ校正作業‥測定データの保存用ファイルに編集される計測情報を校正データの統計処理,作図確認によって決定し,データ再生に使用する。 2)データ解析作業‥保存用ファイルをもとに,多変量の総合的試験解析を行い,結果をグラフィッス出力する。 本コードの解析作業部分の大半は,全試験データに汎用的に適用できるユーティリティとして設計されている。これにより,-)多信号時系列作図による試験概要把握,-)軸-)方向温度分布の過渡推移解析,-)任意r-$$theta$$またはr-z断面での等温線分布解析,-)多ラン間データ比較,等が行えるようになり,データの解釈を深めるために多大な寄与をすることが可能となった。

報告書

燃料集合体出口における温度・流量ゆらぎを用いた沸騰検出試験

犬島 浩*; 荻野 敬迪*; 羽賀 一男*; 山口 勝久; 中本 香一郎*

PNC TN941 83-97, 71 Pages, 1983/06

PNC-TN941-83-97.pdf:2.53MB

高速増殖炉における局所沸騰事故が,燃料集合体出口における温度・流量ゆらぎを用いて,検出できる沸騰規模を評価するため,片側50%が閉塞されたワイヤースペーサー付91本組模擬燃料集合体を用いて局所沸騰実験を行った。局所沸騰実験の初期条件は以下の通りである。1)冷却材入口温度‥400$$sim$$500$$^{circ}C$$ 2)熱流束‥72$$sim$$93w/cm$$times$$2 3)冷却材流量(正常バンドル部流束)‥0.64$$sim$$1.13m/s 実験方法は,冷却材入口温度,冷却材流量を一定に保ち,熱流束を徐々に増大させることで,閉塞部下流直下に局所沸騰を生じさせる手法を用いた。温度・流量ゆらぎを測定するための計装系の仕様は以下の通りである。1)熱電対 1)種類‥クロメル・アルメル,接地型(直径0.3mm)および非接地型(直径4.8mm) 2)時定数(632%)‥10msec,2.14secの2種類 2)流量計 1)種類‥渦電流型温度・流速計 2)励磁周波数‥425Hz 3)ゆらぎ測定回路 1)最大ゲイン‥60dB 2)周波数特性‥0.01Hz$$sim$$15Hz間で平担な特性(0.01Hz以下で20dB/dec,15Hz以上で200dB/decの減衰特性を有する) 本報告書では,局所沸騰時における沸騰情報の伝達特性を,ピンバンドル部冷却材流動方向数カ所で観測された温度ゆらぎ,および出口での温度・流量ゆらぎ信号を用いて調べた。その結果にもとづいて,燃料集合体出口計装から得られる温度・流量ゆらぎ信号を用いた局所沸騰事故検出のための沸騰規模を評価した。この結果以下の事項が明らかとなった。1)局所沸騰領域の最も近い場所で観測された冷却材の温度ゆらぎと,それより下流で観測された温度ゆらぎ(複数)との間のコヒーレンス関数を用いて,温度ゆらきの冷却材流動による伝達特性評価した結果,局所沸騰に起因する温度ゆらぎ情報は,バンドル下流端まで明瞭に伝わるが,バンドル下流端以後での冷却材の強い混合により,集合体出口計装設置場所では,伝達情報の識別が困難となっている。また径方向,軸方向にも検出最適点は見い出せない。2)局所沸騰が生じると,バンドル内の各点における温度ゆらぎのパワスペクトル密度には,4Hz付近にピークが観察された。このピーク周波数は,沸騰による気胞の生成・消滅の周期と一致しており,試験体の体系および沸騰規模に依存したものと考えられる

報告書

局所閉塞されたLMFBR模擬集合体でのFPガス放出による温度上昇

羽賀 一男*; 山口 勝久; 名女川 文比古*

PNC TN941 82-189, 10 Pages, 1982/09

PNC-TN941-82-189.pdf:0.47MB

LMFBR燃料集合体において,局所流路閉塞と燃料ピンからのFPガス放出が重ね合わされた場合の閉塞物後流での温度上昇について,実験的検討を行なった。用いられた37本組試験体は「グリッドスペーサ型中心閉塞」,「グリッドスペーサ型片側閉塞」,「ワイヤスペーサ型中心閉塞」の3体である。これらの試験結果の相互比較により,閉塞物後流での冷却能力に影響を与えるガス放出率,ナトリウム流速,スペーサ形式,閉塞物位置等の効果を調べた。測定された温度上昇はワイヤスペーサ型中心閉塞の場合とグリッドスペーサ型片側閉塞の場合でほぼ等しく,ガス放出による温度上昇には体系,流動条件に依らず上限値があることがわかった。本試験結果をもとに実機条件でのガス放出による温度上昇を評価した。なお,本報告書は1982年リオン市で開かれた「液体金属高速増殖炉の安全性,設計および運転に関する国際会議」における発表の予稿と同一のものである。

口頭

Fuel failure and Failed fuel detection at "JOYO" and "MONJU"

山口 勝久

no journal, , 

IAEA-TWGFR主催の「高速炉における燃料破損と破損燃料検知にかかる技術会議」にて、「常陽」「もんじゅ」の設計経験及び運転経験について口頭発表を行う。

口頭

高速増殖炉原型炉もんじゅを用いた研究開発

山口 勝久

no journal, , 

「もんじゅ」では、FBR技術の安全性・信頼性の確立及び実証と、FBR実用化技術の開発を行っている。

口頭

日本原子力研究開発機構(JAEA)におけるFBR熱流動・安全研究

山口 勝久

no journal, , 

日本原子力学会が設置する「高速炉熱流動・安全特別専門委員会」において、これまでのJAEAにおける高速炉の安全研究とその成果、及び今後の実用化に向けた課題について総括的な報告を行う。

口頭

高時間分解能の陽子飛行時間測定装置の開発

佐藤 弘樹; 今井 伸明*; 石山 博恒*; 小澤 顕*; Jeong, S.-C.*; 西尾 勝久; 橋本 尚志*; 平山 賀一*; 牧井 宏之*; 光岡 真一; et al.

no journal, , 

短寿命核の核構造研究のための手法の一つとして、逆運動学共鳴弾性散乱の180度測定によるIsobaric Analog Resonance(IAR)研究がある。IARの共鳴幅は典型的に100keVであり、180度弾性散乱で出てくる反跳陽子のエネルギーは50MeVに達する。したがって、50MeVの陽子を100keVのエネルギー分解能で測定する必要がある。われわれは、飛行時間(TOF)の測定を行い、この分解能を達成しようとしている。例えば、10mのTOFで100keVのエネルギー分解能を満たすためには100ps弱の時間分解能が必要となる。しかし、現在までに50MeV程度の陽子に対して100ps弱の時間分解能でTOFを測定できる検出器は開発されていない。そこで、100ps以下の時間分解能の検出器を目指して、50$$times$$50mm$$^{2}$$のプラスチック検出器を試作し、時間分解能測定を行った。講演では、時間分解能のPMT・プラスチック依存性について議論する。

22 件中 1件目~20件目を表示