Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
森山 清史; 丸山 結; 中村 秀夫; 橋本 和一郎; 加茂 英樹*; 大貫 晃; 秋本 肇
第7回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 (00-11), p.451 - 456, 2000/11
JASMINE-preは、軽水炉シビアアクシデント時の水蒸気爆発における粗混合過程を解析するための伝熱流動シミュレーションコードである。本コードは、新たに開発した溶融物モデルを二相流解析コードACE-3Dと結合したものである。溶融物モデルは、溶融物ジェット、プール、液滴という3成分から成り、ジェットとプールは各々垂直方向及び半径方向の1次元モデル、液滴は粒子群を1つのラグランジュ粒子で表すグループ粒子モデルで記述している。本コードを用いて、低融点金属の溶融物ジェットを水プール中に落下させた実験(非沸騰条件)、及び、アルミナ溶融物ジェットを水プール中に落下させた実験(沸騰を伴う条件)のシミュレーションを行い、本コードがこれらの条件で溶融物ジェットの水プール中での分裂、粗混合領域の形成、デブリベッドの堆積を扱えることを確認した。
角田 恒巳; 山岸 秀志; 田畑 広明*; 浦上 正雄*
第7回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 (00-11), p.254 - 257, 2000/11
光ファイバなどをセンサ媒体とした、新しい原子炉運転監視システムとして、光計装システムの開発研究を行っている。本報は、その全体像と、キイコンポーネントの耐放射線性向上技術、実際に光ファイバセンサによる炉心内での計測試験について述べた。光ファイバの耐放射線強化では、コアにフッ素を拡散することで、E'センタ及びNBOHCを抑制し、原子炉炉心内で使用できるものが得られた。これをセンサとし、炉内の温度や炉出力の計測が可能であることを示した。
久保 真治; 中島 隼人; 小貫 薫; 清水 三郎
第7回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 (00-11), p.293 - 298, 2000/11
現在、日本原子力研究所では、熱のみを用いて水を分解し水素を製造できるISプロセスの研究開発を進めている。本プロセスは将来において高温ガス炉の熱利用系としての応用が期待できる。本報告では、このISプロセスを構成する化学反応の概要、これまでに達成した48時間連続水素製造試験の概略、課題として取り組んでいる、高温耐食性材料の開発、膜分離を応用したプロセス高効率化の研究、閉サイクル運転方法の開発の現状について述べる。
大久保 努; 岩村 公道; 秋本 肇; 新谷 文将; 大貫 晃; 山本 一彦*
第7回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 (00-11), p.250 - 253, 2000/11
将来型原子概念の一つとして、これまで培われてきた軽水炉技術をベースとしつつ、それを大幅に高度化した将来型水冷却炉である低減速スペクトル炉(RMWR)の検討を進めている。具体的には、ウラン/プルトニウム資源の有効利用による長期的エネルギー供給等を目指し、水冷却炉でありながら高速増殖炉の性能に迫る概念を検討している。これまでに、1以上の転換比と負のボイド反応度係数を有するいくつかの炉心概念を創出し、その詳細化を進めてきた。本報では、これらの研究の内容に関し、熱水力学的な検討を主として述べる。RMWRにおける熱水力学的な課題として、稠密な燃料棒配列の炉心における限界熱流束があり、これまで不足していた領域における実験データの取得とともに、それを用いた設計の評価を進め、定格運転時及び異常時に対して設計の妥当性の確認を行っている。
福井 寿樹; 中塩 信行; 磯部 元康; 大竹 敦志*; 涌井 拓治*; 中島 幹雄; 平林 孝圀*
第7回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 (00-11), p.356 - 359, 2000/00
原子力施設において発生する低レベル雑固体廃棄物の減容・安定化技術として、プラズマ加熱を用いた溶融処理技術の開発を行っている。本報告では、プラズマ溶融の基本的な溶融特性を把握するため、コンクリート及びステンレス鋼を模擬廃棄物とした溶融試験を実施し、昇温挙動や熱収支(加熱効率)等の昇温特性を明らかにした。また、コンクリートに模擬焼却灰やステンレス鋼を添加した模擬廃棄物を用いて、放射能挙動(均一性,残存率)やスラグ成分の揮発挙動等を確認した。
大貫 晃; 中村 秀夫; 安濃田 良成
第7回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 (00-11), p.258 - 263, 2000/00
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。特に伝熱管の熱流束の高い領域では蒸気で覆われ、熱流束が低下する蒸気ブランケット効果が懸念された。本報では、原研で開発した多次元二相流モデルコードACE-3Dにより2次側水プール内の熱流動解析を行い、蒸気ブランケット効果の影響を評価した。解析に先立ち、乱流プラントル数を水プール中での蒸気噴流の実験データにより最適化した。解析の結果、定常的に蒸気で覆われる領域はなく、蒸気ブランケット効果による伝熱管熱流束の極端な低下は起こらないことがわかった。
中島 伸也; 楠 剛; 小田野 直光; 落合 政昭
第7回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 (00-11), p.225 - 228, 2000/00
21世紀のエネルギー、中でも今後増大化が予想されている民生用の冷房、暖房、給湯のエネルギー源として、超小型原子炉による熱供給システムについて提案した。この原子炉は社会的受容性に高いものが要求され、その要件をまとめるとともに、具体的に、地域熱供給用には熱出力100MWt、それを補完するオフィスビルの地下に設置する1MWtの2種類について言及した。いづれも出口温は233
、自然循環方式の一体型であり、制御棒駆動装置も内装型を採用し、動的機器、配管類を極力排除したきわめて信頼性の高い受動安全炉となっている。100MWtの炉は都市の大深度地下に空洞を造りそこに設置する。そのため、万が一の事故時においても住民が避難する必要がないよう設計されている。炉心は8年間の長期燃焼を目標とし、経済性にも配慮した原子炉となっている。