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論文

Development of a versatile plant simulation code with PC

望月 弘保

Proceedings of 2007 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2007) (CD-ROM), 9 Pages, 2007/05

本論文はプラント解析コードNETFLOWの開発について述べたものである。原子炉補機冷却系の熱水力解析用に開発したコードは、軽水炉ばかりでなく液体金属冷却高速炉(LMFR)も解析できるように拡張された。LMFRへの適用性を向上させるため、自然循環特性に関係するモデルを改良した。これらは、集合体間熱移行モデルと空気冷却器の伝熱モデルである。高速実験炉常陽における原子炉トリップ後の全系自然循環解析を行い、試験結果と解析が一致する結果を得た。

論文

Conceptual design study on high conversion type core of FLWR

中野 佳洋; 秋江 拓志; 大久保 努; 内川 貞夫

Proceedings of 2007 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2007) (CD-ROM), 9 Pages, 2007/05

高転換型FLWR炉心の概念設計を行った。本炉心は、MOX燃料を用いた沸騰水型軽水炉で、六角形状の燃料集合体に燃料棒を三角格子に配置し、かつ冷却材ボイド率を高めており、0.85程度の転換比を有している。この炉心は、現行軽水炉との技術的な差が小さく、現行軽水炉からの移行が容易である。計算は、原子力機構で開発中の核熱結合炉心解析コード・MOSRAを用いて行った。まず軸方向1次元計算で、MOX燃料のPu富化度や炉心高さ,冷却材流量等のパラメータサーベイを行い、その後3次元計算を行った。核熱結合した3次元炉心燃焼計算では、複数の燃料交換パターンについて炉心特性を評価した。その結果、核分裂性Pu富化度11%,MOX領域高さ85cm,MOX領域の平均冷却材ボイド率46%で、MOX部の取出燃焼度が56GWd/t、転換比が0.84で、負のボイド反応度係数と比較的平坦な径方向の出力分布を持つ炉心概念が得られた。

論文

Numerical investigation of sodium-water reaction phenomenon in a tube bundle configuration

高田 孝*; 山口 彰*; 内堀 昭寛; 大島 宏之

Proceedings of 2007 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2007) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/05

ナトリウム冷却高速炉に対する安全評価の観点から、蒸気発生器内で伝熱管が破断した場合に生じるナトリウム-水反応現象を解明することが重要な課題となっている。そこで本研究では、管群構造を有するSWAT-1R試験体系を対象にNa-水反応現象の数値解析を実施し、解析で得られた水漏洩率や温度分布を実験データと比較することで解析手法の適用性を検討した。また、メカニズム解明の観点から、反応領域における気相体積率,反応生成物濃度等の分布についても調査した。水漏洩率や温度分布に関して解析結果と実験結果がよく一致し、数値解析手法の妥当性を確認することができた。体系内最高温度は約1300$$^{circ}$$Cでほぼ一定に保たれる結果となったが、調査の結果、水蒸気とナトリウムの界面に水素ガスが存在して反応を抑制することや、水酸化ナトリウムの蒸発が温度の上昇を抑制することが主な原因であることがわかった。伝熱管の二次破損が発生する可能性を評価することは今後の重要な課題であるが、本研究で検証した数値解析手法は二次破損の評価に対しても有力なツールになると考えられる。

論文

Activities of OECD/NEA expert group on assay data of spent nuclear fuel

Rugama, Y.*; 須山 賢也; Brady Raap, M.*

Proceedings of 2007 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2007) (CD-ROM), 4 Pages, 2007/05

OECD/NEA原子力科学委員会臨界(NSC)安全性専門家会合(WPNCS)のメンバーは、使用済燃料同位体組成の測定データの重要性を以前より認識していた。これらのデータは、燃焼度クレジットの適用に関連した臨界安全評価と同様に地層処分場における臨界性の評価や、燃料が解体された状態で扱われる核燃料再処理のような分野で重要である。本レポートは、OECD/NEA/NSC/WPNCS 傘下に新しく設立された、使用済燃料同位体組成データ(PIEデータ)に関する専門家会合の概要を与える。

論文

Basic design and economical evaluation of Gas Turbine High Temperature Reactor 300 (GTHTR300)

國富 一彦; 塩沢 周策; Yan, X.

Proceedings of 2007 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2007) (CD-ROM), 9 Pages, 2007/05

日本原子力研究開発機構では、発電用高温ガス炉ガスタービンシステムの設計と開発を行ってきた。経済性評価では、その成立性を確認するために、基本設計をベースに、資本費,燃料費,運転維持費を見積もった。その結果、電力費は約4円/kWhとなり、既存の日本の軽水炉の電力費の約2/3であることが明らかになった。このことは、大型軽水炉に対して、小型の高温ガス炉が経済的に十分に競合できることを示している。本発表では、基本設計について簡単に紹介するとともに、経済性評価の内容と結果を示す。

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