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論文

Cooling performance of cooling panel in modular HTGR

高田 昌二; 稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 宮本 喜晟; 和田 穂積*; 未森 真知子*

Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, p.P1.2-1 - P1.2-7, 1993/00

冷却パネル特性試験装置を用いて圧力容器等の表面温度分布及び冷却パネルによる除熱特性を調べた。試験装置は、炉心を模擬する電気ヒータ(最高出力100kW、最高温度600$$^{circ}$$C)、それを格納する圧力容器(直径1m、高さ3m)と圧力容器を取り囲む冷却パネルより成る。一方、新たに放射熱伝達を含む2次元熱流動解析コードを開発し、本試験装置により得られた測定データと比較した。圧力容器内を真空の条件で、解析から得られる圧力容器胴部の温度分布は実験結果をよく表すが、上下鏡部で低めになる。そこで、より適切な補正輻射率$$varepsilon$$を用いることにより熱移動量及び圧力容器温度分布を測定データに近づけることができた。一方、ヘリウムガス圧力0.73MPaの条件で、圧力容器温度分布は真空条件とほぼ同じ傾向を示した。圧力容器外表面及びヒーター表面において、測定値を用いたバルクNu数は解析結果とよく一致した。

論文

Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions for PWR type and tight-lattice type fuel bundles

熊丸 博滋; 久木田 豊

ANP 92: Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.4-1 - 24.4-7, 1992/00

PWR(17$$times$$17)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧ボイルオフ(極低流量;質量流束100kg/m$$^{2}$$s以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発モデル」により良く予測できる、すなわち、トライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、軸射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。

論文

Coolability of molten core in containment

丸山 結; 杉本 純; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 工藤 保; 早田 邦久

Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, p.23.5-1 - 23.5-6, 1992/00

格納容器内における溶融炉心の冷却性を評価するために、原研では事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の中で溶融炉心冷却性実験を実施している。本実験では、模擬溶融炉心として、アルミニウムと酸化鉄のテルミット反応を利用した高温溶融物を用い、その上に冷却水を供給した。主な実験パラメータは溶融物質量、溶融物と冷却水の接触面積、冷却水温度、冷却水供給形態であった。この実験から、高温溶融物とその上に供給した冷却水との熱伝達に関する定性的な知見を得た。また、溶融物と冷却水との厳しい相互作用が観測された。

論文

Thermal-hydraulic experiment for safe and stable operation of a PIUS-type reactor

田坂 完二*; 今井 聡*; 正岡 久和*; I.D.Irianto*; 纐纈 英年*; 正置 昌義*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 久木田 豊

Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 2, p.17.6-1 - 17.6-6, 1992/00

固有安全軽水炉の一種であるPIUS炉は、1次系全体が低温のボロン水タンク内に納められており、上下2箇所のハニカムを境界として、1次系とボロン水が接している。通常運転時には、ボロン水と1次系水との水頭差と炉心流動抵抗とか釣合っている。事故時には、このバランスの崩れボロン水が水頭差によって1次系内に流入し、炉が停止する。この炉停止機能は、静的安全性という点で優れているものの、安定性に問題がある。本報は、下部ハニカム内の密度境界を安定化させる方法として、下部ハニカム中央温度をハニカム上下温度の平均値になる様に、主循環ポンプの回転数制御を行う平段を提案し、その有効性を、原子炉スタートアップ時、出力変化時について実験的に確認した。また、給水喪失時に、この制御が本来の固有安全性を失なうものではないことを確認した。

論文

Development of intellectual reactor design system IRDS

土橋 敬一郎; 中川 正幸; 森 貴正; 久語 輝彦

Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.32.1_1 - 32.1_8, 1992/00

科技庁のADES構想に沿って知的原子炉設計システムを原研で開発してきた。当面の目標は核、熱水力、燃料の分野で、新型炉の概念成立性検討と概念設計の支援をすることである。本システムが支援する設計プロセスは設計モデルを中心に駆動される。現在稼働しているか又は計画中の原子炉の設計情報はオブジェクト指向設計データベースに格納し、新概念の参照検出に備える。本システムは大型機とネットワークで結んだワークステーション上で稼働する。設計モデルの構築、解析手法、解析コードの入力作成には知識ベースの知的支援をうけて、利用者がメニュー画面上で作成する。

論文

Importantness of three-dimensional thermal-hydraulic codes for advanced light water reactors with unknown characteristics

村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 秋本 肇; 岡崎 元昭; 井口 正

Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.1_1 - 24.1_10, 1992/00

従来型軽水炉についての大型再冠水試験等により、事故時の多次元効果が明らかになってきた。これらの知識は1次元又は多チャンネル1次元コードのモデル改良又は入力データの修正に使われ、従来型軽水炉の解析に役立てられてきた。一方、TRACコードのような多次元コードが開発され、原研では、多次元効果をTRACに組込み、REFLA/TRACコードを開発した。本コードによる高転換軽水炉、受動安全炉の解析を行ったところ、多次元効果が解析的に見い出された。すなわち、炉心及びその上、下部での自然循環による流体温度の均一化、一次系水とボロン水との混合が、1次元解析と大きく異なることが分かった。大型試験等の行われていない新型軽水炉の性能評価のためには、3次元熱水力コードを使用し、多次元効果を調べる必要があり、このことに同コードの重要性がある。

論文

Roles of containment severe accident management

早田 邦久

Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.23.1-1 - 23.1-5, 1992/00

格納容器は事故時に放射性物質を環境に放出させないための最終防護壁の役割を任っている。したがって、格納容器の健全性を確保することは、原子炉の安全性にとって極めて重要である。近年、格納容器の健全性を確保するための手段がアクシデントマネジメントの一環として採られるようになり、シビアアクシデントへの対応が行われるようになってきた。本論文では、このようなアクシデントマネジメントの役割をまとめたものである。

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