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論文

Study on dryout and rewetting during accidents including ATWS for the BWR at JAEA

佐藤 聡; 和田 裕貴; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 354, p.110164_1 - 110164_10, 2019/12

原子力機構ではBWRの沸騰後遷移熱伝達、過渡限界熱流束及びリウェットに関する一連の実験研究を行ってきた。これまでに、異常過渡条件をカバーする実験データベースが開発されており、またリウェット現象における先行冷却の重要性が認識されるようになった。本論文では、原子炉停止機能喪失事象、炉心熱伝達へのスペーサの効果、機構論的モデル開発のための現象の物理的理解に焦点を当て、これまでに得られた主な結果と共に、本研究のアプローチを提示した。

論文

Evaluation of local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by soft missile

西田 明美; Kang, Z.; 永井 穣*; 坪田 張二; Li, Y.

Nuclear Engineering and Design, 350, p.116 - 127, 2019/08

剛飛翔体の衝突に伴う構造物の局部破壊については、その破壊様式に応じて多くの評価式が提案されている。既往の評価式は、構造物に対して垂直に衝突する実験から導かれた実験式が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、実験結果およびシミュレーション結果に基づき斜め衝突に対する評価式を提案することを目的とする。本論文では、既往の衝撃実験結果のシミュレーション解析により妥当性が確認されたシミュレーション手法を用いて、柔飛翔体の斜め衝突を受ける鉄筋コンクリート版の局部損傷シミュレーションを実施し、衝突角度と衝突速度の違いによる局部損傷の低減効果やエネルギー分担率の違い等について得られた知見を示す。

論文

Experiments on gas entrainment phenomena due to free surface vortex induced by flow passing beside stagnation region

江連 俊樹; 伊藤 啓; 田中 正暁; 大島 宏之; 亀山 祐理*

Nuclear Engineering and Design, 350, p.90 - 97, 2019/08

本論文では、よどみ領域周辺のせん断流により発生する自由表面渦型のガス巻込みに関する実験結果を報告する。実験では、水平方向流速および吸込み速度を数条件変化させ、液面のくぼみ形状と渦周囲の速度分布の関係を、可視化と粒子画像流速測定法により同時に把握し、液面直下と液面と吸込みノズル中間断面の速度分布から循環と鉛直速度勾配を評価した。ガス巻込みの評価手法開発の基礎的なデータとして、循環、鉛直速度勾配、およびガスコア長それぞれの時間発達の関係を定量的に取得した。その上で、渦モデルに基づくガス巻込み評価が有効であることを確認した。

論文

Study of an HTGR and renewable energy hybrid system for grid stability

佐藤 博之; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 343, p.178 - 186, 2019/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

再生可能エネルギーの出力変動を補完可能な高温ガス炉概念の検討を行った。長周期変動に対しては、既設の圧力制御系を用いて冷却材インベントリを制御しつつ、原子炉入口とタービン入口間にバイパス経路を設置することで、負荷追従時に原子炉流量を一定に制御し、原子炉出力や発電効率の一定運転を可能とした。短周期変動に対しては、炉内黒鉛構造物を蓄熱体として活用し、1次系の温度変動を吸収することで原子炉出力や発電効率の一定運転を可能とした。提案概念について、システム解析を行った結果、既存設備のみの活用により、定格出力に対して20%の負荷変動に対応可能であることを明らかにした。

論文

Improvement of plant reliability based on combining of prediction and inspection of crack growth due to intergranular stress corrosion cracking

内田 俊介; 知見 康弘; 笠原 茂樹; 塙 悟史; 岡田 英俊*; 内藤 正則*; 小嶋 正義*; 木倉 宏成*; Lister, D. H.*

Nuclear Engineering and Design, 341, p.112 - 123, 2019/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力プラントでは、リスク基準保全(RBM)にサポートされた信頼性基準保全(RCM)に基づくプラント信頼性向上策が採用されつつある。RBMは主要な材料に生じつつある欠陥をその進展過程で予測し、検査、保全を最適に組合せて実施されるものである。プラント全体にわたり、IGSCCを早期検出することにより、水化学制御などの適切な対応策の適用が可能となる。腐食環境とき裂進展の予測を組合せ、IGSCC決定因子である腐食電位、材料のSCC感受性、残留応力の不確実さが余寿命予測に及ぼす影響を定量的に評価した。結論として、(1)予測による重点検査箇所の効率的な選定、(2)検査による予測精度の向上、を結合させることによりプラントの信頼性向上に貢献できることを示した。

論文

Estimation of porosity and void fraction profiles in a packed bed of spheres using X-ray radiography

伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 松場 賢一; 神山 健司

Nuclear Engineering and Design, 334, p.90 - 95, 2018/08

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

多孔質媒体を通過する二相流を理解することは、軽水炉のみならずナトリウム冷却高速炉を対象としたシビアアクシデント解析コードを開発する上でも必要なことである。ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時には溶融燃料と冷却材が相互作用した結果として、多孔質状のデブリベッド内で気液二相流が形成されると考えられる。このような多孔質媒体中における二相流場の特性を明らかにするためには、局所的な空隙率とその分布を把握することが重要である。本研究では、X線ラジオグラフィを用いて球体充填層内における局所空隙率を測定するとともに、その径方向分布を評価し、従来の空隙率モデルと比較した。さらに、球体充填層内を通過する空気と水の二相流におけるボイド率の径方向分布を得た。

論文

Some characteristics of gas-liquid two-phase flow in vertical large-diameter channels

Shen, X.*; Schlegel, J. P.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Nuclear Engineering and Design, 333, p.87 - 98, 2018/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:62.02(Nuclear Science & Technology)

Two phase flows in large-diameter channels are important to efficiently and safely transfer mass and energy in a wide variety of applications including nuclear power plants. Two-phase flows in vertical large-diameter channels, however, show much more complex multi-dimensional nature than those in small diameter channels. Various constitutive equations are required to mathematically close the model to predict two-phase flows with two-fluid model. Validations of the constitutive equations require extensive experiment effort. This paper summarizes the recent experimental studies on two-phase flows in vertical large-diameter channels, which includes measuring technique and available databases. Then, a comprehensive review of constitutive equations is provided covering flow regime transition criteria, drift-flux correlations, interfacial area concentration correlations and one- and two-group interfacial area transport equation(s), with discussions on typical characteristics of large-diameter channel flows. Recent 1D numerical simulations of large-diameter channel flows is reviewed too. Finally, future research directions are suggested.

論文

Conceptual design study of beam window for accelerator-driven system with subcriticality adjustment rod

菅原 隆徳; 江口 悠太; 大林 寛生; 岩元 大樹; 辻本 和文

Nuclear Engineering and Design, 331, p.11 - 23, 2018/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

加速器駆動核変換システムの設計において、核破砕ターゲット領域のビーム窓設計は重要な課題の一つである。本研究では、粒子輸送、熱流動、構造の連成解析を行い、実現性の高いビーム窓概念を得た。まず必要な陽子ビーム電流値を下げ、ビーム窓の設計条件を緩和することを目的に、ADS炉心に未臨界度調整棒(SAR)を導入した。この炉心について燃焼解析を行い、最終的に燃焼期間中の最大陽子ビーム電流値を20から13.5mAに低減可能であることを示した。燃焼解析の結果を受けて、粒子輸送、熱流動、構造の連成解析を行った。最終的な結果として、最も座屈耐性の強い以下の概念;半球形状、外半径235mm、ビーム窓先端の厚さ3.5mmそして座屈に対する安全率が9、の概念が得られた。座屈圧力は、過去の結果に対して2.2倍の値となった。以上の結果から、より実現性の高いビーム窓概念を提示することができた。

論文

Uncertainty quantification of fracture boundary of pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Nuclear Engineering and Design, 331, p.147 - 152, 2018/05

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

To quantify the fracture boundary uncertainty for non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimens under loss-of-coolant accident conditions at a light-water reactor, data from integral thermal shock tests obtained by an earlier study are analyzed statistically and the fracture boundary is estimated in terms of probability, as follows. First, a method is proposed to obtain the specimens' fracture probability curve as a function of equivalent cladding reacted (ECR) and initial hydrogen concentration using Bayesian inference with a generalized linear model. A log-probit model is used, modified to reflect the effect of the initial hydrogen concentration on the fracture boundary and the ECR evaluation uncertainty, and scaled to improve convergence. Second, using the modified log-probit model, it is shown that the boundary representing a 5% fracture probability with 95% confidence for the pre-hydrided cladding tube sample is higher than 15% ECR, for initial hydrogen concentrations of up to 800 wppm.

論文

Coupled computer code study on irradiation performance of a fast reactor mixed oxide fuel element with an emphasis on the fission product cesium behavior

上羽 智之; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 331, p.186 - 193, 2018/05

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速炉MOX燃料ピンの照射挙動を計算するコードと燃料ピン内のCsの挙動に特化して計算するコードを連成することにより、Cs挙動が燃料ピンの熱・機械的挙動に及ぼす影響を解析できるようにした。連成した計算コードを高燃焼度MOX燃料ピンの照射挙動解析に適用し、Csの燃料ピン内軸方向分布やCs化合物による燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用などを評価した。

論文

Stratification breakup by a diffuse buoyant jet; The MISTRA HM1-1 and 1-1bis experiments and their CFD analysis

安部 諭; Studer, E.*; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 331, p.162 - 175, 2018/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

Density stratification and its breakup are important phenomena to consider in the analysis of the hydrogen distribution during a severe accident. Many previous experimental studies, using helium as mimic gas of hydrogen, focused on the stratification breakup by a vertical or horizontal jet. However, in a real containment vessel, the upward flow pattern can be considered diffuse and buoyant neither pure jet nor pure plume. HM1-1 and HM1-1bis tests in the MISTRA facility were performed to investigate such erosive flow pattern created from a horizontal hot air jet impinging on a vertical cylinder. The experimental results indicated that the jet flow was quickly mixed with the surrounding gas in the lower region of the initial stratification, and deaccelerated by buoyancy force therein. Consequently, the erosive process became slower at the upper region of the initial stratification. Those observed behavior was analyzed using the computational fluid dynamics (CFD) techniques focusing on models for turbulent Schmidt and Prndtl numbers. Some previous studies mentioned that these numbers significantly change in the stratified flow. The changes of $$Sc_{t}$$ and $$Pr_{t}$$ are very important factor to predict the stratification erosion process. The results have indicated that the simulation can be much improved by using appropriate dynamic models for those numbers. This research is a collaboration activity between CEA and JAEA.

論文

Conceptual design of the iodine-sulfur process flowsheet with more than 50% thermal efficiency for hydrogen production

笠原 清司; 今井 良行; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 329, p.213 - 222, 2018/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力機構が開発を行っている商用高温ガス炉GTHTR300C(Gas Turbine High Temperature Reactor Cogeneration)を熱源とした、熱化学水素製造IS(iodine-sulfur)プロセスのフロー計算による概念設計を行った。水素製造効率を向上させる以下の革新的技術を提案し、プロセスに組み込んだ:ブンゼン反応排熱の硫酸フラッシュ濃縮への回収、硫酸濃縮塔頂からの硫酸溶液投入による硫酸留出の抑制、ヨウ化水素蒸留塔内でのヨウ素凝縮熱回収。熱物質収支計算により、GTHTR300Cからの170MWの熱によって約31,900Nm$$^{3}$$/hの水素製造が見積もられた。革新的技術と、将来の研究開発により期待される高性能HI濃縮、分解器、熱交換器の採用によって、50.2%の水素製造効率の達成が見込まれた。

論文

HTTR-GT/H$$_{2}$$ test plant; System performance evaluation for HTTR gas turbine cogeneration plant

佐藤 博之; 野本 恭信*; 堀井 翔一*; 角田 淳弥; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 329, p.247 - 254, 2018/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

本報告では、HTTRガスタービンコジェネレーションプラント(HTTR-GT/H$$_{2}$$ plant)のシステム性能評価を行った。具体的には、起動停止及び負荷追従運転時の運転制御性について検討を行った。また、負荷喪失時や水素製造施設異常時の制御特性評価を行った。性能評価結果から、HTTR-GT/H$$_{2}$$プラントにより実用高温ガス炉の運転制御法の確証する試験の実施が可能であることを示した。

論文

Design of HTTR-GT/H$$_{2}$$ test plant

Yan, X.; 佐藤 博之; 角田 淳弥; 野本 恭信*; 堀井 翔一*; 今井 良行; 笠原 清司; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; et al.

Nuclear Engineering and Design, 329, p.223 - 233, 2018/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、高温ガス炉から取り出される熱を用いた発電や水素製造等の実現に向けて、ヘリウムガスタービン及び水素製造施設の原子炉への接続にあたっての安全基準確立や経済的で信頼性を有する運転制御方式の確立を目的とした、HTTRに熱利用施設を接続したHTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの建設を計画している。本報告では、HTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの基本設計として、システム設計の成果を報告する。

論文

Model for particle behavior in debris bed

田上 浩孝; Cheng, S.*; 飛田 吉春; 守田 幸路*

Nuclear Engineering and Design, 328, p.95 - 106, 2018/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

In analyzing the safety of core disruptive accidents in Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs), it is important to evaluate whether the decay heat of debris bed can be removed. The decay heat removability changes depending on the shape of debris bed, which would be deformed by coolant vapor with time. In the present paper, a new model was developed to analyze debris bed behavior with SIMMER, which is a safety analysis code for SFRs. In the new model, the effects of inter-particle collisions and contacts are modeled as inter-particle interaction. Test simulation results show the roles of physical properties in the new model on the dense particle behavior. Assessment results of proposed model based on model experiments indicate that the new model is capable of describing the transient of the shape of the particle bed in the liquid driven by the gas phase. Considering the fact that the process of leveling behavior in model experiments is common for the debris bed in SFRs, the new model can be employed as an analysis tool for debris bed behavior.

論文

Burn-up characteristics and criticality effect of impurities in the graphite structure of a commercial-scale prismatic HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫

Nuclear Engineering and Design, 326, p.108 - 113, 2018/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

商用ブロック型高温ガス炉のための黒鉛中の不純物の燃焼特性と臨界性に関する研究を行った。高温ガス炉では、炉内が黒鉛構造で満たされるため、黒鉛中の不純物による臨界性に対する毒作用が無視できない。そこで、商用高温ガス炉であるGTHTR300は高純度黒鉛材料であるIG-110を臨界性の観点から、燃料ブロックに隣接する反射体に用いている。燃料ブロックでもIG-110が用いられるべきであるが、経済性の観点から低純度黒鉛材料であるIG-11を用いている。本研究では、高純度黒鉛材料の商用高温ガス炉に対する必要性を不純物の燃焼特性と臨界性を評価することにより再検討する。不純物の毒作用はホウ素等量であらわされるが、この値は$$^{10}$$Bの燃焼のように、指数的に減少し、初期値の1%程度のレベルで飽和する。一方で、IG-11のホウ素等量の1%に相当する0.03ppmの臨界性は燃料ブロック及び反射体ブロックに装荷した場合の両方において、0.01%$$Delta$$k/kk'以下であり無視できる。不純物は天然ホウ素で代表しても問題はない。そこで、不純物の毒作用を全炉心燃焼計算で行った。その結果、商用高温ガス炉に対しては、不純物の臨界性に対する影響は問題にならないことが分かった。なぜなら、IG-11を用いた場合でもサイクル末期までに十分に燃焼するためである。この結果により、IG-110を排除することにより、より経済的な発電が期待できる。

論文

Release and transport behaviors of non-gamma-emitting fission products and actinides in steam and hydrogen atmospheres

三輪 周平; Ducros, G.*; Hanus, E.*; Bottomley, P. D. W.*; Van Winckel, S.*; 逢坂 正彦

Nuclear Engineering and Design, 326, p.143 - 149, 2018/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

水蒸気及び水素雰囲気下での非$$gamma$$線放出核種の核分裂生成物(FP)及びアクチニド13核種の放出移行挙動を、FP放出移行実験VERCORSにおける沈着物の化学分析結果に基づいて評価した。化学平衡計算による化学形態を考慮して放出移行挙動を評価した結果、ストロンチウムの放出は水素雰囲気で促進され、一部は低温領域まで移行していくこと、ウランの放出は水蒸気雰囲気で促進される一方で、高温領域に留まること等、新規な知見を得た。

論文

Benchmarking of economic evaluation models for an advanced loop-type sodium cooled fast reactor

向井田 恭子; 加藤 篤志; 塩谷 洋樹; 早船 浩樹; 小野 清

Nuclear Engineering and Design, 324, p.35 - 44, 2017/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速増殖炉サイクル実用化研究開発プロジェクトにおいては、革新的ループ型ナトリウム冷却高速炉システム(SFR)の総合評価のため、経済性解析モデル(JAEAモデル)が開発された。JAEAモデルは、マスフローを模擬することで各施設における処理量とその組成を算出することが可能で、処理量に応じた経済性を評価する機能を持つ。本報では、JAEAモデルと国際的に認められたコードとの経済性評価手法の違いを明らかにし、その計算機能を検証するため、JAEAモデルとG4-ECONSを用いてSFRの発電原価を評価した。結果、JAEAモデルは大きく割引率に影響を受けることを明らかにした。現在価値を考慮しない場合、二つの手法の結果は大よそ同様であったが、稼働率の感度はG4-ECONSの方がJAEAモデルよりも比較的に高い結果となった。

論文

Creep-fatigue evaluation method for weld joints of Mod.9Cr-1Mo steel, 1; Proposal of the evaluation method based on finite element analysis and uniaxial testing

安藤 勝訓; 高屋 茂

Nuclear Engineering and Design, 323, p.463 - 473, 2017/11

AA2016-0317.pdf:0.77MB

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

本研究では、有限要素法解析に基づいて改良9Cr-1Mo鋼溶接継手のクリープ疲労評価法を提案した。溶接継手における冶金的構造不連続を考慮するために母材、溶金、熱影響部の3要素からなる解析モデルにより有限要素法解析を実施した。既存のクリープ疲労試験の結果と提案した評価手法による予測破損寿命を比較した結果、提案した評価手法は破損繰返し数をファクター3で予測できることが示された。

論文

A Numerical simulation method for molten material behavior in nuclear reactors

山下 晋; 伊奈 拓也; 井戸村 泰宏; 吉田 啓之

Nuclear Engineering and Design, 322, p.301 - 312, 2017/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:18.09(Nuclear Science & Technology)

過酷事故時の沸騰水型原子炉における溶融物の詳細な挙動について大きな注目を集めている。この挙動を明らかにするために、原子力機構では3次元多相多成分熱流動解析コードJUPITERを開発している。本論文では、JUPITERの妥当性を確認するために計算手法の基礎的妥当性検証及び実験結果との比較を実施し、良好な一致を得ることができた。加えて新たに開発したハイブリッド並列Poissonソルバーを導入することによって劇的に性能が向上した。そして、スーパーコンピュータ「京」において20万コアまでのストロングスケーリングを達成した。これらJUPITERの物理的、計算機的能力は、過酷事故時の各種溶融現象の評価を可能にするものと言える。

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