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論文

Safety demonstration tests using High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/09

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するとともに、高温ガス炉の安全評価用解析コードの検証及び高度化に役立つプラント過渡データを取得することを目的として実施する。安全性実証試験は、運転時の異常な過渡変化を模擬する第1期の試験及び、減圧事故等の事故を模擬する第2期の試験からなる。第1期の試験は、反応度投入事象と1次冷却材流量低下事象の模擬であり、平成14年度から開始している。平成14年度は、原子炉出力50%からの制御棒引抜き試験及び、原子炉出力30%から3台のヘリウム循環機のうち1台を停止する試験を実施した。同時に、プラント動特性コードACCORD,モンテカルロコードMVP等を用いた解析を進めている。第1期の試験は平成17年度まで実施し、平成18年度から第2期の試験を実施する計画である。

論文

Subchannel analysis of CHF experiments for tight-lattice core

中塚 亨; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大久保 努; 秋本 肇; 岩村 公道

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/09

低減速軽水炉の稠密格子炉心の熱的余裕を評価することは重要である。本研究では、サブチャンネル解析の稠密格子炉心への適用性を評価するため、COBRA-TFを用いて稠密格子限界熱流束実験を解析した。軸方向一様加熱バンドルに対して、COBRA-TFによる限界出力予測値は質量速度が500kg/(m$$^{2}$$s)付近で測定値とよく一致し、これより低流量側で測定値より低い値に、高流量側で測定値より高い値となる。BT予測位置は、外周チャンネルで、実験とは異なった。軸方向二重出力分布バンドルでは、質量速度が200kg/(m$$^{2}$$s)付近で測定値とよく一致し、これより高流量側で測定値より高い値となった。摩擦損失の二相増倍係数がサブチャンネル間の流量分布に大きな影響を与えることがわかった。計算の精度を向上するためには、稠密な体系における圧力分布の予測を含めた流量配分の正確な予測が求められる。

論文

The High temperature gas cooled reactor fuel

沢 和弘; 植田 祥平; 伊与久 達夫

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 10 Pages, 2003/09

本報では、ZrC被覆粒子を含む被覆燃料粒子の研究開発の現状を述べる。現在の高温ガス炉では、SiC層被覆のいわゆるTRISO型燃料を用いている。安全設計では、1次冷却材中への核分裂生成物放出量が制限値を超えないよう、被覆燃料粒子内に核分裂生成物を閉じ込めることが重要である。TRISO型被覆燃料粒子の挙動は、各種実験や原子炉運転経験により研究されてきた。これらのデータは、TRISO型被覆燃料粒子は、正しく製造されれば優れた性能を有することを示している。一方、SiCは高温化では分解し、製造時の$$beta$$-SiC層から$$alpha$$-SiC層への遷移温度は1600から2200$$^{circ}$$Cである。ZrCは遷移金属性の炭化物であり、高融点,熱化学的安定性を特徴とする。化学蒸着によるZrC被覆層について、製造過程,特性評価等の研究が進められてきた。

論文

Direct numerical simulation on fluid flow characteristics in a tight-lattice fuel bundle

吉田 啓之; 高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定; 秋本 肇

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/09

低減速軽水炉の燃料集合体をフルサイズで模擬した体系で、稠密炉心内の二相流挙動を大規模シミュレーションによって解明することを目的として、地球シミュレータを利用した二相流直接解析を行っている。燃料集合体の解析には従来からサブチャンネル解析コードが利用されているが、実験結果に基づく構成式を必要とする。したがって、本研究対象である1mm程度の狭隘流路における二相流データが存在しない場合には、高精度の予測は困難である。そこで、筆者らは実験データを必要としない直接解析手法を燃料集合体内二相流解析に適用した。今回、予備的に実施した非加熱等温流条件下における大規模シミュレーションの結果、稠密燃料集合体内の流速,ボイド率等の3次元分布を直接解析によって定量評価できる見通しが得られた。また、等温二相流条件の解析結果から、燃料棒に沿って流れ方向に進行する高ボイド域の存在が予測された。今後、大型熱特性試験データをもとに詳細な検証を行う考えである。

論文

Design Study on Sodium Cooled Fast Reactor Core Loaded with LLFP Transmutation Sub-Assemblies

高木 直行; 水野 朋保

International Conference on Global Environment and, 0 Pages, 2003/00

LLFP集合体を装荷した1500MWe出力MOX燃料Na冷却大型炉心の工学的設計検討を行った。ヨウ素化合物ピンまたはテクネシウム金属ピンとZr-Hピンを混載してLLFP集合体を構成した。LLFP集合体の様々な装荷パターンについて核熱解析を実施した。LLFP集合体へ必要冷却材流量は一次冷却系の10%程度ととな、Na冷却大型炉心を用いてLLFP核変換を行うには、減速材被覆管の水素透過抑制策の適用や、LLFP集合体への十分な流量確保のために流配区分の細分化や出力分布の更なる平坦化等の設計対応が必要である。

論文

Design study on Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) core for plutonium multiple recycling

大久保 努; 岩村 公道; 竹田 練三*; 山内 豊明*; 岡田 祐之*

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/00

軽水炉技術をベースとして、プルトニウムの多重リサイクルによる燃料の有効利用を目的として、低減速軽水炉の研究開発が進められている。この原子炉は、持続的なプルトニウム・リサイクルの観点から、MOX燃料を使用して1.0を超える転換比の達成が可能である。特に、プルトニウム多重の観点から、現行のピューレックス再処理法よりも低い除染係数を持つ先進的再処理法に関して、プルトニウム多重リサイクル時の炉心特性を検討し、1.0を超える転換比と負のボイド反応度係数の達成が可能であること等を示した。

論文

The Pressure tube inspection and integrity evalution in Fugen

石塚 信男; 高山 宏一; 中井 浩三

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (Internet), 0 Pages, 2003/00

25年間運転された新型転換炉ふげん発電所の炉心を構成する圧力管の健全性について評価を実施した。我が国で初めてZr-2.5%Nb熱処理材を採用した圧力管について、サイクル機構が独自に開発した検査装置を使用しての供用期間中検査、モニタリングに加え、特殊燃料集合体に装荷し照射された圧力管材料の監視試験片を取り出しての破壊靭性値、引張強度及び水素濃度測定の照射後試験を計画的に実施した。今回の報告では、圧力管の検査、照射後試験の結果実績から健全性の評価を報告する。

論文

Design and Operating Experience of CECE D$$_{2}$$O Upgrader in Fugen

清田 史功; 北端 琢也; 二宮 龍児*; 泉類 詩郎*; 磯村 昌平*

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (Internet), 7 Pages, 2003/00

「ふげん」の重水の同位体純度を保つために重水精製装置IIを導入した。同装置は、疎水性白金触媒を利用した気液分離型同位体交換反応ユニットを用いたわが国独自のものであるが、その初号機として設計どおりの性能を示すとともに1987年から2003年まで触媒交換をすることなく安定した運転実績を残した。この実績により、ITERプロジェクトにおけるトリチウム回収システムの候補としても注目されている。本装置の設計、運転実績について報告する。

論文

LMFBR Design and its Evolution, 4; An Innovative Concept of Sodium-Cooled Middle-Scale Modular Reactor Pursuing High Economic Competitiveness

菱田 正彦; 西口 洋平; 此村 守; 戸田 幹雄*

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (Internet), 8 Pages, 2003/00

実用化戦略調査研究でのナトリウム冷却炉として設計標準化・量産効果を追求した中型した中型炉システム概念を構築してきている。大型炉での概要を踏まえ、75万kwe:4モジュールで主要仕様・構造等を見直し設定することで建設費目標をクリアできる見通しを得た。更に、安全性、制御性、蒸気発生器の流動安定性に関する中型炉特有の主要課題の成立性を評価し、成立見通しを得た。

論文

LMFBR Design and its Evolution, 2; Core Design of LMFBR

水野 朋保; 宇都 成昭; 高木 直行

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (Internet), 0 Pages, 2003/00

ナトリウム冷却炉心の設計研究を行った。MOX燃料炉心では、仮に炉心損傷事故が生じた場合の即発超臨界を回避するために軸方向ブランケットを一部削除した集合体を有する炉心概念について検討し、内部転換比を高めることで運転サイクル長さ26ヶ月、炉心・ブランケット平均取出燃焼度100GWd/t等の発電コスト低減化に優れた概念を構築した。同様の検討を金属燃料炉心についても行った。その結果、優れた増殖性能によりMOX燃料炉心と同出力規模で運転サイクル長さを長期化し得ること、ピン径2領域単一Pu富化度炉心概念によりMOX燃

論文

LMFBR Design and its Evolution, 1; Fuel Design of LMFBR

水野 朋保; 永沼 正行

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (Internet), 5 Pages, 2003/00

ナトリウム冷却炉心の燃料設計の重要因子を述べた。最近の代表的な設計例としてはMOX燃料太径ピンを用いた高内部転換型炉心と出口温度摂氏550度をねらった金属燃料炉心が挙げられるが、これらは高燃焼度と高温達成をねらっておりこれが燃料設計における仕様選択の決定因子となっている。高燃焼度に対応した高照射量を達成するためにODS被覆管とPNC-FMSラッパ管を用いていることが特徴である。ODS被覆管は高出口温度達成のための高強度が必要となって採用している。高燃焼度達成のための燃料ミート仕様の重要因子は燃料密度である。

論文

The Current status of R&D for accelerator-driven system at JAERI

佐々 敏信; 大井川 宏之; 辻本 和文; 西原 健司; 梅野 誠*; 高野 秀機*

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 8 Pages, 2000/09

日本原子力研究所が提案する加速器駆動核変換システムは超伝導陽子加速器,鉛・ビスマス核破砕ターゲット及び鉛ビスマス冷却未臨界炉心から構成される。20$$sim$$30MWの陽子ビームを投入することにより、熱出力800MWが得られ、年間250kgのマイナーアクチニドを核変換できる。ADSの技術成立性を物理的及び工学的観点から検証するため、J-PARC計画で核変換実験施設の建設を計画するとともに、文部科学省の受託研究として超伝導加速器,鉛・ビスマス取扱技術,未臨界炉心構造について、JNC,大学をはじめとする機関と連携して技術開発を進めている。本報告では、加速器駆動システムの技術開発の現状を、受託研究で得られた成果を中心に報告する。

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