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論文

Analysis of pressure transient during ingress-of-coolant event in fusion reactor with TRAC-code

高瀬 和之; 功刀 資彰*; 秋本 肇

Proc. of 6th Int. Conf. on Nucl. Eng. (CD-ROM), 12 Pages, 1998/00

核融合炉の真空容器内冷却材侵入事象(ICE)をスケールモデルで模擬したICE予備実験の結果から、圧力上昇過程の支配因子は、(1)加熱面に衝突した水の沸騰、(2)容器内部に蓄積した水の沸騰及び(3)水侵入時のフラッシング蒸発であることがわかった。そこで、熱流動解析コードTRAC-PF1を使って圧力上昇挙動を数値的に検証した。TRACコードによる感度計算の結果、ICE時の圧力上昇過程を数値的に十分予測できることがわかった。同時に、予測精度の向上には、真空容器内に侵入した水の飛散分布及び水と接する容器内伝熱面積を正確に把握する必要があることを明らかにした。

論文

Experimental study on critical heat flux along one-side heated rectangular channel under subcooled conditions

呉田 昌俊; 秋本 肇

Proc. of 6th Int. Conf. on Nucl. Eng. (CD-ROM), 13 Pages, 1998/00

大強度陽子加速器ターゲットなどの高熱流束負荷機器開発と関連して、片面加熱矩形流路内でのバーンアウト熱流束の把握が重要な課題となっている。本研究は、片面加熱矩形流路内を高速流速、高サブクール度の水を強制流動させた場合の、バーンアウト熱流束に及ぼす各種流動パラメータの影響を明らかにすること、また、現象論的バーンアウトモデル構築の第一ステップとして高熱負荷時の沸騰様式を観察し整理することを目的とした。本実験では、数百点のバーンアウトデータを系統的に蓄積した。得られたバーンアウト実験結果から、流路幅や入口水温等各種パラメータがバーンアウト熱流束に及ぼす影響を明らかにした。また、高熱負荷加熱面上を高速に生成・移動するサブクール気泡の流動様式を写真観察し、観察結果をもとに、流動様式を3タイプに分類した。そして、得られた実験結果と円管用に提案されているバーンアウトモデルによる計算結果を比較し、適用の可能性を検討した。

論文

Study on energetic fuel-coolant interaction in the coolant injection mode of contact

H.Park*; 山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; Y.Yang*; 杉本 純

Proc. of 6th Int. Conf. on Nucl. Eng. (ICONE-6) (CD-ROM), 12 Pages, 1998/00

冷却材注入(CI)モードの溶融物冷却材相互作用(FCI)実験を7ケース行い、冷却材のサブクール度がFCIの強さに及ぼす影響を調べた。FCIによる機械的エネルギー放出量は冷却材サブクール度を2Kから45Kまで増加させたとき、ほぼ0から0.6kJまで増加する傾向を示した。エネルギー変換率もこれとともに増加し、また、デブリの平均粒径は減少した。冷却材をスプレー状にして注入した場合、FCIのエネルギーは小さかった。冷却材のサブクール度が大きい場合ジェットは溶融物により深く貫入し、良好な粗混合条件を作り、強いFCIをもたらすと考えられる。非沸騰・等温系で行った可視化実験から得られた相関式により評価すると、実験では冷却材ジェットが溶融物層の底に着いた後、さらに残った運動量により溶融物と冷却材の混合が促進されたと考えられる。

論文

Study on hydrogen permeation through high-temperature tube in the HTTR heat utilization system

武田 哲明; 岩月 仁*; 西原 哲夫

Proc. of ICONE-6, p.392 - 393, 1998/00

HTTR熱利用系におけるトリチウム/水素透過に関して、高温耐熱金属管に対する水素透過係数を求め、酸化膜による低減効果、重水素を用いて同位体効果等を調べるための試験を計画している。本報では、実験装置の製作に関連して予備的に行った数値解析結果を述べた。解析はこれまで報告されている透過係数を用いて、2次元の拡散方程式及び1次元の物質保存の式を同時に解き、水素透過量を求めた。その結果、本実験で透過する水素は数十ppm以下の低濃度であること、ppm以下の低濃度水素分析及び管表面に形成される酸化膜の評価が重要であること等がわかった。

論文

ANALYSES OF ENHANCED MATERIAL REMOVAL PROCESSES WITH THE SIMMER-III CODE

守田 幸路

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Engineering (ICOME-6), , 

高速炉の炉心からの早期燃料流出によって,炉心損傷事故時の再臨界ポテンシャルを削減させるには,小規模な溶融プールの発達段階で燃料が炉外に流出し,溶融進展が全炉心プールに拡大する前に大量の燃料を核的に不活性な領域へ導くことが有効である。本研究では,従来型の高速炉と高濃縮Pu燃焼炉における制御棒案内管もしくは希釈構造を通じての燃料流出ポテンシャルについて,高速炉安全解析コードSIMMER-IIIを用いた解析評価を実施した。その結果,これらの燃料流出経路は大きな流力直径を有しており,早期の燃料流出が効果的に促進されることが明らかとなった。これにより,高速炉の炉心崩壊事故時の燃料流出の制御が可能となり,厳しい再臨界によるエネルギー発生の緩和あるいは排除を期待できる。

論文

Experimental Study on Inter-Wrapper Flow during Natural Circulation in Fast Reactors -Influence on Natural Circulation Flow and Core Temperatures-

上出 英樹; 木村 暢之; 西村 元彦; 林 謙二

The 6th International Conference on Nuclear Engineering(ICONE-6), , 

高速炉の自然循環による崩壊熱除去時に,崩壊熱除去系として原子炉容器の上部プレナム内に冷却器を設ける体系では,冷却器からの低温ナトリウムが炉心部の集合体間ギャップに流入し,ギャップ内を自然対流する,インターラッパーフロー(IWF)現象が炉心熱流動に大きな影響をもつ。この現象は自然循環時の1次主冷却系流量にも大きな影響があることが予測され、自然循環を活用して安全性向上を図る上でその評価手法を確立する必要がある。これまでに、7体の模擬集合体で構成される炉心部を有するPLANDTL-DHX試験装置を用いて、炉心部の熱流動現象を解明してきた。本報告では集合体出力、1次主冷却系の流動抵抗をパラメータとする定常ナト リウム試験を実施し、IWF現象の1次主冷却系への影響を把握した。その結果、IWFは1次主冷却系自然循環流量を低下させるが、定格の1%流量以下の低流量状態では、集合体間流量再配分の効果と合わせてコ

論文

Irradiation Performance of High Burn-up Annular Fuel in PFR

中江 延男; 永沼 正行; 前田 宏治; C.Brown*

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-6), , 

MOX燃料における高燃焼度化の可能性を調べるため、高燃焼度(20at.%以上)まで照射された中空燃料ピンについて照射後試験を実施し、その健全性及び挙動を評価した。本研究は、PNC/CEA/UKAEA-BNFLの共同研究として実施されたものであり、照射後試験に供した燃料ピンは英国PFRで燃焼度23at.%(ピーク)まで照射されたLVDピンである。また、仏国Cadaracheにて照射後試験を実施した。その結果、試験ピンの外径変化は1%未満と小さく、その主な要因は被覆管のボイドスエリングをよびガス内圧によるクリープ変形であり、FCMIの寄与は小さいことが確認された。また、本試験ピンでは、ギャップ部にCs2Mo04のFP化合物が存在することにより、照射期間中熱的に安定していたことが確認された。以上の結果より、MOX燃料は、20at.%以上の高燃焼度下でも健全性が確保される見通しが得られた。

論文

Irradiation Performance of High Burn-up Annular Fual in PFR

中江 延男; 永沼 正行; 前田 宏治; C.Brown*

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-6), , 

MOX燃料における高燃焼度化の可能性を調べるため,高燃焼度(20at.%以上)まで照射された中空燃料ピンについて照射後試験を実施し,その健全性及び挙動を評価した。本研究は,PNC/CEA/UKAEA-BNFLの共同研究として実施されたものであり,照射後試験に供した燃料ピンは英国PFRで燃焼度23at.%(ピーク)まで照射されたLVDピンである。また,仏国Cadaracheにて照射後試験を実施した。その結果,試験ピンの外径変化は1%未満と小さく,その主な要因は被覆管のボイドスエリングおよびガス内圧によるクリープ変形であり,FCMIの寄与は小さいことが確認された。また,本試験ピンでは,ギャップ部にCs2MoO4のFP化合物が存在することにより,照射期間中熱的に安定していたことが確認された。以上の結果より,MOX燃料は,20at.%以上の高燃焼度下でも健全性が確保される見通しが得れた。

論文

A Numerical Study of Aerosol behavior in Natural Convection with Large Temperature Difference

大平 博昭

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-6) (CD-ROM), , 

LMFRのカバーガス領域を模擬した小規模試験装置体系において,上下方向に大きな温度差が生じている場合のナトリウムエアロゾル挙動が解析できる手法の開発を行った。ナトリウム蒸気を含むアルゴンガスの自然対流は,変形した圧縮性方程式をSIMPLE法により解析した。またエアロゾル発生メカニズムとして均一核生成モデルを用いた粒子追跡法により,エアロゾル挙動の解析を軸対象2次元体系で行った。解析結果と実験結果を比較したところ,主として次の知見が得られた。(1)圧力の動力学成分を除いて圧縮性方程式を変形することにより,大きな温度差を有する体系において妥当な自然対流特性が得られることがわかった。(2)本解析に用いたエアロゾルの発生・輸送モデルにより,妥当なエアロゾル質量濃度が得られることがわかった。

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