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論文

Upgrading Program of the Experimental Fast Reactor Joyo

吉田 昌宏; 餘吾 静英

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), (487), 492 Pages, 2001/04

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論文

Evaluation Method for Core Thermohy Draulics during Natural Circulation in Fast Reactors -Numerical Predictions of Inter-Wrapper Flow-

上出 英樹; 西村 元彦; 宮越 博幸

9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9), (3), 0 Pages, 2001/00

自然循環時の炉心を含む炉容器内熱流動現象を解析し評価する手法として多次元熱流動解析コ-ドAQUAを用いた解析手法を構築した。本解析手法は全ての集合体を短形にモデル化し、集合体ギャップ部並びに上部プレナム、高圧プレナムを一つの解析領域の中でモデル化するものである。実験デ-タに基づいて手法の検証を行った。また、本手法を用いて、崩壊熱除去用の冷却器が炉容器内に浸漬された。60万kWe級の大型炉を対象に実機解析を行い、自然循環時の炉心部熱流動現象を評価した。インタ-ラッパ-フロ-が集合体間パッドの形状に大きく依存すること、それが炉心部最高温度に大きな影響を与えることを明らかにした。解析で得られた知見をまとめ、炉心部解析手法として求められる機能を整理した。

論文

Study on Convective Mixing for Thermal Striping Phenomena -Experimental Analyses on Mixing Process in Parallel Triple-Jet and Comparisons between Numerical Methods.

木村 暢之; 西村 元彦; 上出 英樹

9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9), (4), 0 Pages, 2001/00

高速炉において、温度の異なる流体が混合することにより発生するサ-マルストライピング現象を定量的に評価することは、構造健全性の担保および構造設計の合理化の上で重要である。本研究では、中心に低温噴流、その両側に高温噴流を配置した平行三噴流水試験に対して、乱流モデルをパラメ-タとした3種類の数値解析を実施し、模擬性を比較・評価した。本解析は、有限差分法に基づく多次元熱流動解析手法を適用して実施した。使用した乱流モデルは、k-$$epsilon$$2方程式乱流モデル(k-$$epsilon$$Model)および低レイノルズ数型応力・熱流束方程式乱流モデル(LRSFM)である。さらに、乱流モデルを使用しない直接シミュレ-ション(DNS)を実施した。その結果、DNSは噴流間の流体混合により発生する温度変動の強度を良好に再現できることが明らかとなった。k-$$epsilon$$ModelとLRSFMは温度変動強度を過大評価していた。また、LRSFMとDNSは、噴流の振動により発

論文

ACE-3D code analyses of multi-dimensional boiling flow in horizontal PCCS water pool

大貫 晃; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 小幡 宏幸*; 最首 貞典*

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 10 Pages, 2001/00

BWRの静的格納容器冷却系(PCCS)として横型熱交換器を用いることが検討されている。横型PCCSの除熱性能を規定するものの一つに2次側水プール内での熱伝達特性がある。熱流束の高い領域では沸騰と凝縮が混在し、二相自然循環による流量の増加や流れの変動による熱伝達の増大が想定できる反面、伝熱管のある領域が蒸気のみで覆われ、熱流束が低下する蒸気ブランケット効果の懸念もある。本報では、多次元二流体モデルコードACE-3Dにより2次側水プール内の熱流動特性を評価した。解析の結果、定常的に蒸気で覆われる領域はなく、核沸騰の効果や局所流量の増加により熱伝達は増大することがわかった。

論文

Simulation of two-phase flows and numerical evaluation of interfacial area

渡辺 正; 海老原 健一

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 10 Pages, 2001/00

上昇気泡のシミュレーションを格子ボルツマン法により行い、合体分裂時の気泡界面積の変化を数値的に測定した。単一気泡については上昇速度が実験相関式によるものと一致することを示し、気泡形状の振動と界面積の増減が対応することを確認した。二つの気泡については合体時には界面積は減少し、その後変形により増加することが示された。また、合体後の分裂時には気泡の変形及び界面積は大きく増加し、分裂後減少することが明らかとなった。

論文

THE REACTION RATEN DISTRIBUTION MEASUREMENT AND THE CORE PERFORMANCEEVALUATION IN THE PROTOTYPE FBR MONJU

宇佐美 晋; 鈴置 善郎; 中島 文明; 弟子丸 剛英

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 0 Pages, 2001/00

「もんじゅ」では、炉心性能の確認と炉心設計手法の開発等に資するため、炉物理試験の一環として、箔放射化法に基づく反応率分布測定を実施した。今回の発表では、本試験において得られた中性子検出箔の反応度測定結果と解析結果に基づき「もんじゅ」初期炉心における反応率分布、中性子スペクトル、増殖比、出力分布等を評価した結果について報告する。

論文

Reaction rate distribution measurement and the core performance evaluation in the prototype FBR Monju

宇佐美 晋; 鈴置 善郎; 弟子丸 剛英; 中島 文明

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 0 Pages, 2001/00

「もんじゅ」では、炉心性能の確認と炉心設計手法の開発等に資するため、炉物理試験の一環として、箔放射法に基づく反応率分布測定を実施した。今回の発表では、本試験において得られた中性子検出箔の反応率測定結果と解析結果に基づき、「もんじゅ」初期炉心における反応率分布、増殖比、出力分布等を評価した結果について報告する。

論文

A Study on Corrosion Mechanism of FBR Structural Material in Small Sodium Leak under Insulator

古川 智弘; Rosanval, S.*; Latge, C.*

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 0 Pages, 2001/00

高速炉2次系からのナトリウム漏えい時における保温材の存在を考慮した腐食メカニズムを明らかにするために、微少ナトリウム漏えい試験を793k、0.1cc/min$$times$$240hの条件で実施した。配管上に付着した塊状堆積物の下に腐食が観察された。腐食メカニズムは、種々の材料分析および熱力学データベースに基づいて評価した。その結果、この腐食はNa+Na20中で生じるNaFe複合酸化型腐食と同じであることがわかった。保温材の主構成元素との反応により生成したNaSi複合酸化物は熱力学的に安定であり、腐食への直接の影響がないことがわかった。この結果に基づいて、同腐食の際に生成される化合物の融点以下における腐食減肉試験を行い、腐食量は拡散則に基づく時間依存性で予測することをできることを示した。

論文

Adiabatic Flame Temperature of Sodium Combustion and Sodium-Water Reaction

岡野 靖; 山口 彰

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 0 Pages, 2001/00

高速炉の健全性評価上重要なナトリウム火炎温度、及びナトリウム-水反応温度は、従来、ナトリウムと酸素・水供給の物質・熱収支から火炎面モデルにより評価されてきた。本研究では、ナトリウムに関する反応平衡計算プログラムBISHOPに対し、断熱火炎評価が可能となるよう拡張を施すことにより、多層系に対し化学反応平衡計算か可能なプログラムGENESYSの開発に成功した。GENESYSを用いて、ナトリウム燃焼で想定される状況下での断熱火炎温度、及び組成について検討した。ナトリウムの大気中漏えいを想定したパラメ-タ解析により、断熱火炎温度は保守的に評価し1960K以下となること、水蒸気の影響がないことを示した。またナトリウム-水反応を評価し、圧力依存症とその原因を明らかにした。本研究により、従来過度に保守的に評価されてきた反応温度に対し、その上限値を理論的に示すことができ、今後の安全評価において合理的な評価が可能となった

論文

Mechanistic SIMMER-3 Analyses of Severe(ADS)Transients in Accelerator Driven Systems

山野 秀将; 近藤 悟; 飛田 吉春; 藤田 哲史

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 0 Pages, 2001/00

従来の高速炉用に開発された安全解析コ-ドSIMMER-3を、欧州で研究開発が進められている未臨界の加速器駆動システム(ADS)へ適用し、安全特性の評価を行った。本研究では、炉心崩壊事故の起因事象としてULOFを想定し、事象推移に応じた炉心物質の熱流力挙動、特にガスプレナムからのガス放出挙動に着目した。本論文では、新物質を含まないPuやMAの燃焼専用のADSは、トリウムなどの新物質を含むエネルギ-増幅タイプのADSと比較した結果、本解析結果から安全上の問題が存在することが示唆された。ADSは現在の機構の研究業務に含まれないが、本論文は機構のコ-ドの適用研究であり、JNC-FZK/CEA協力の成果が従来の高速炉以外の分野にも広く応用されていることをアピ-ルする上で有益である。

論文

Modeling of Thinning Process of Structures in Temperature Analysis and its Verification

月森 和之

第9回原子力工学国際会議(ICONE-9), 2(711), 0 Pages, 2001/00

強度上重要な構造物が腐食等により、著しく減肉する場合、減肉の進行とともに構造物が強度変化を含めてどのようにふるまうかを捉えることが重要である。板厚の大きい構造あるいは温度境界条件から板厚内での大きな温度勾配が想定される構造については、温度解析においても減肉の進行を考慮する必要がある。そこで今回、温度解析において腐食減肉を摸擬する機能を開発した。報告では、方法と定式化、FINASへの組込みと使用方法および検証問題について記するとともに、検証問題として、外部流体によって腐食が進行する伝熱管について、条件を簡略化して温度解析から応力解析まで行い、解析機能の確認を行うととに、温度解析における減肉進行を考慮した場合としない場合お違いを論じる。

論文

ASSESSMENT OF STRUCTURAL INTEGRITY OF MONJU STEEL LINER AGAINST SODIUM LEAKAGE And COMBUSTION -Modeling of Thinning Process of Liner dueto Corrosion in Structural Analysis-

月森 和之; 岩田 耕司; 赤津 実

第9回原子力工学国際会議(ICONE-9), 2(779), 0 Pages, 2001/00

ナトリウムを冷却材とする高速増殖炉では、床ライナはナトリウム漏えい事故時に漏えいナトリウムと床コンクリ-トとの直接接触を防止する機能を有し、事故の拡大防止の観点から重要な構造である。ナトリウム漏えい時のライナの温度は、初期段階で漏えいナトリウムと接する領域を中心に急速に上昇する。一方、腐食によるライナの減肉については溶融塩型腐食を想定した厳しい減肉速度に従うとしても、ライナの温度上昇よりかなり遅れて進行する。このため、ライナに生じるひずみの最大値はこの初期段階に生じることになる。したがって、ひずみの解析評価において、最終的に到達する減肉量を最初から仮定したモデル化を用いるとひずみの最大値を過大に評価することになる。そこで、現象面から実態に合った解析を実現するためにライナの減肉の進行過程をモデル化する方法を検討した。

論文

窒素ガス注入によるナトリウム火災対策

長谷川 操

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), , 

もんじゅ2次系、ナトリウム漏洩対策の一環として追加設置計画中の 窒素ガス注入設備について仕様具体化の中で実施した関連実験(小型ナトリウム燃焼試験、窒素ガス混合率試験、低酸素濃度維持試験)の結果を主体に紹介する。なお、本内容は、日本原子力学会誌掲載予定記事と同様である。

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