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エネルギーシステム研究部
JAERI-Review 2003-023, 232 Pages, 2003/09
JAERI-Review-2003-023.pdf:16.58MB
本報告書は、平成14年度におけるエネルギーシステム研究部の研究・開発状況を纏めたものである。エネルギーシステム研究部では、我が国におけるエネルギーの長期安定供給を確保するため、革新的原子力エネルギーシステム及び関連する基盤技術の研究・開発を実施している。軽水炉技術に立脚しながら、プルトニウムの有効利用の可能な革新的水冷却炉(低減速軽水炉)の研究・開発の現状を報告する。また、本報告書には、原子力エネルギーシステムの基礎基盤として重要な炉物理,熱流動,核データ,燃料,材料等の研究活動も掲載されている。これらの基礎基盤研究は、革新的原子力システムの開発や現行システムの安全性・信頼性の向上に不可欠なものである。炉工学施設の維持・管理は、実験的研究を支えるものである。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動状況も取り纏められている。
古林 徹*; 原田 康雄*; 遠藤 章
JAERI-Review 2003-022, 159 Pages, 2003/08
JAERI-Review-2003-022.pdf:16.17MB
本報告書は、2000年4月から2003年3月まで(2000年度から2002年度)のシグマ委員会,常置グループ「医学用原子分子・原子核データグループ」の活動の概要を報告するものである。本報告書では、本グループを構成する多彩な委員のそれぞれの活動を紹介することも重要と考え、2002年度委員を中心に執筆をお願いした。内容については、それぞれの活動の多様性に配慮し、自由な視点から医学用原子分子・原子核データに関係する内容の報告を取り上げることにした。なお、本報告書の主目的である3年間の本グループの活動の概要を説明する資料として、本グループの会合の議事録及び日本原子力学会誌,核データニュースへの関連する投稿論文を、転載許可を得て付録として掲載した。
エネルギーシステム研究部
JAERI-Review 2003-004, 236 Pages, 2003/03
JAERI-Review-2003-004.pdf:16.34MB
本報告書は、平成13年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。平成13年度のエネルギーシステム研究部の研究分野は、核データの評価,低減速スペクトル炉の概念設計研究,炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析,原子力エネルギーの経済性評価,原子炉用新材料の開発及び経年挙動の研究,新型燃料の研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等にわたっている。この他、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
エネルギーシステム研究部
JAERI-Review 2002-005, 280 Pages, 2002/03
JAERI-Review-2002-005.pdf:18.05MB
本報告書は、平成12年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。平成12年度のエネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価,低減速スペクトル炉の概念設計研究,炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析,原子力エネルギーの経済性評価,原子炉用新材料の開発及び経年挙動の研究、新型燃料の研究,核変換システムの研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
エネルギーシステム研究部
JAERI-Review 2001-010, 322 Pages, 2001/03
JAERI-Review-2001-010.pdf:27.21MB
本報告書は、平成11年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。エネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価や低減速スペクトル炉の概念設計研究、炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析、原子力用新材料の開発及び経年挙動研究、新型燃料の研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等の研究開発にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告書では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
エネルギーシステム研究部
JAERI-Review 99-031, p.320 - 0, 2000/01
JAERI-Review-99-031.pdf:16.21MB
本報告書は、平成10年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。エネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価や低減速スペクトル炉の概念設計研究、高速中性子体系における炉物理実験及び解析、炉特性解析コードの開発、原子炉制御及びセンシング技術の開発、伝熱流動実験及び解析、原子力用新材料の開発及び経年挙動研究、新型燃料の研究、舶用炉及び原子力船システムの研究等の研究開発にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
原子炉工学部
JAERI-Review 96-012, 292 Pages, 1996/09
JAERI-Review-96-012.pdf:9.91MB
本報告は、平成7年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計及びTRU消滅処理等への工学的応用を目的とする大強度陽子線形加速器の開発である。さらに原子炉工学部では、基礎基盤研究として核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。また、高温ガス炉、核融合等の原研プロジェクト研究及び動燃事業団の高速炉研究への協力も推進している。本報告書では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
March 31, 1995原子炉工学部
JAERI-Review 95-014, 289 Pages, 1995/09
JAERI-Review-95-014.pdf:9.71MB
本報告は、平成6年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計及びTRU消滅処理等への工学的応用を目的とする大強度陽子線形加速器の開発である。さらに、原子炉工学部では、基礎基盤研究として核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。また、高温ガス炉、核融合等の原研プロジェクト研究及び動燃の高速炉研究への協力も推進している。本報告では、原子炉工学部が運営を担当する各種研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
March 31, 1994原子炉工学部
JAERI-Review 94-009, 333 Pages, 1994/11
JAERI-Review-94-009.pdf:10.37MB
本報告は、平成5年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計、及びTRU消滅処理等への工学的応用を図るための大強度陽子線形加速器の開発である。原子炉工学部では、基礎基盤研究として、核データと群定数、炉理論並びにコード開発、炉物理実験並びに解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、及び炉工学施設・加速器施設並びに伝熱流動実験施設等の技術開発を行っている。また、高温ガス炉及び核融合等の原研全体の研究活動や、動燃事業団との高速炉の共同研究も推進している。本報告では、原子炉工学部が組織する各種研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
March 31, 1993原子炉工学部
JAERI-M 93-181, 247 Pages, 1993/09
本報告は、平成4年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。原子炉工学部において、まとまった規模で行なわれた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究及び、動燃事業団との高速炉の共同研究も進めた。さらに、本報告は、炉物理に関する研究委員会活動もとりまとめた。
March 31, 1992原子炉工学部
JAERI-M 92-125, 259 Pages, 1992/08
本報告は、平成3年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。原子炉工学部において、まとまった規模で行われた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装・原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究及び、動燃事業団との高速炉の共同研究も進めた。さらに、本報告は、炉物理に関する研究委員会活動もとりまとめた。
March 31, 1991原子炉工学部
JAERI-M 91-138, 262 Pages, 1991/09
平成2年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部において、まとまった規模で行われた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究も含まれている。さらに、動燃事業団との高速炉の共同研究も進められた。炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。
March 31, 1990原子炉工学部
JAERI-M 90-149, 330 Pages, 1990/09
平成元年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の主要な活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論コード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究も含まれている。さらに、動燃事業団との高速炉の共同研究も進められた。炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。
原子炉工学部
JAERI-M 89-128, 257 Pages, 1989/09
昭和63年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部は、原研の諸プロジェクト-高温ガス炉および核融合炉-ならびに動燃事業団における高速炉の共同研究を促進している。また原子炉工学部の他の主要な活動は、高転換軽水炉の評価や新型炉概念設計研究である。原子炉工学に関する高エネルギー加速器の利用も既に着手している。さらに、本報告には、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理積分実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断および炉物理施設技術開発の様々な基礎研究の最新情報が含まれている。また、炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。
与能本 泰介; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 村田 秀男; 鈴木 光弘
JAERI-M 89-125, 210 Pages, 1989/09
本報は、再循環ポンプ入口配管における15%破断実験Run913の実験結果について述べるものである。ROSA-III装置は、BWR/6の体積比1/424の模擬装置である。本装置は、電気加熱炉心、破断模擬装置、及び緊急炉心冷却系(ECCS)を有している。MSIVの閉止及びECCSの作動はBWRと同様に上部アッパーダウンカマータの水位信号によりトリップされる。実験は成功し、LOCA解析コードの予測性能を評価するための重要なデータが得られた。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 川路 正裕; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 小泉 安郎
JAERI-M 85-202, 295 Pages, 1985/12
本報告は、ROSA-III計画において実施された中小口径の主蒸気配管破断LOCA実験であるRUN951,954,956の実験結果をまとめ、既報告の大口径主蒸気配管破断実験RUN953の結果と比較することにより、主蒸気配管破断が生じた場合のBWR/LOCA現象に及ぼす破断面積の影響を調べたものである。いずれの実験も高圧炉心スプレイ系(HPCS)故障を仮定した。破断面積は10%、34%、及び既報の100%(RUN953)である。この結果、次のことを明らかにした。(1)ダウンカマー水位信号はBWR体系では重要な安全・制御上の信号であるが、主蒸気配管破断LOCA時には、破断面積の変化に比してこの水位は似かよった挙動を示し、いずれの場合も炉心側の水位より高く保持される。(2)ダウンカマー上部の水位は、ダウンカマーのボイド率に影響され、この最高ボイド率は、全蒸気流出面積により表わされた。(3)PCT(最高被ふく管温度)は破断面積が大きいはど高い。
与能本 泰介; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 鈴木 光弘; 村田 秀男
JAERI-M 85-151, 216 Pages, 1985/10
本報は、ROSA-IIII装置を用いて行われたRUN928の実験結果について記述したものである。本装置は、電気加熱ヒーター、破断模擬部、緊急炉心冷却(ECCS)を有する体積比(1/424)のBWR/6型原子炉模擬装置である。RUN928は、HPCSディーゼル発電機の故障を仮定した再循環ポンプ入口側配管における50%破断実験であり、破断口形状感度実験のひとつとして行われた。のど部の長いノズルが破断口として用いられた。被覆管表面最高温度(PCT)は、888Kであり、破断後198秒の再冠水期に記録された。全炉心はECCSにより完全にクエンチされECCSの有効性が確認された。 本報では、RUN928の実験結果が破断ロとしてオリフィスを用いた50%スプリット破断実験であるRUN916の実験結果と比較されている。RUN928の炉心の露出開始は、サブクール水の破断流量が少ないためRUN916の場合より少し遅くなった。しかしながら、炉心露出期間は両実験においてほぼ同じであった。RUN928のPCTはRUN916より29K高かった。
与能本 泰介; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 鈴木 光弘; 村田 秀男
JAERI-M 85-109, 160 Pages, 1985/08
本報は、ROSA-III装置を用いて行われたRUN916実験の結果について記述したものである。本実験装置は、BWR/6の体積比1/424の模擬装置であり、電気加熱炉心、破断口及び緊急炉心冷却系(ECCS)を有している。RUN916実験はHPCSジーゼル発電機の故障を仮定した再循環ポンプ入口側配管における50%スプリット破断実験であり、破断面積パラメータ実験のひとつとして行なわれた。被覆管最高温度(PCT)は、917Kであり破断後、190秒の再冠水期に記録された。全炉心は、ECCSにより完全にクエンチされECCSの有効性が確認された。本報では、主要なRUN916実験結果と200%、両端破断実験RUN926の結果を比較している。RUN916実験における炉心露出の開始は、RUN926実験の場合より破断流量が、少ないので遅くなった。しかし炉心露出の継続時間は、RUN916実験の場合の方が、ECCSの作動が遅れるので長くなった。RUN916実験のPCTは、RUN926実験の場合より133K高かった。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 与能本 泰介; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 村田 秀男; 入子 真規*; 斯波 正誼
JAERI-M 85-037, 224 Pages, 1985/03
本報告書は、BWR/LOCA現象の総合実験装置であるROSA-IIIにおいて実施した再循環ループ吐出側配管破断実験の結果をまとめたものであり、既刊の200%破断実験結果と比較することにより、破断面積がLOCA現象に及ぼす影響を明らかにした。吐出側配管破断実験は、破断面積をパラメータにした200%、100%、50%の3実験のみであるが、吐出側配管破断時の現象を支配する要因は、圧力容器から破断口に至る経路の最小choking流路面積にあることを明らかにした。即ちジェットポンプ駆動ノズル面積(Aj)、再循環ポンプ吐出ノズル面積(Ap)、破断口面積(A)とするとき、A
Aj+Apではchokingの生じるジェットポンプと再循環ポンプのノズルで減圧速度が支配され、A
Aj+Apでは破断口において減圧速度が支配される。また、3実験の中で50%破断実験が最も高い燃料表面温度を記録した。この傾向は再循環ポンプ吸込側破断実験の傾向と同様である。
安濃田 良成; 早田 邦久; 田坂 完二; 村田 秀男; 鈴木 光弘; 小泉 安郎; 熊丸 博滋; 岡崎 元昭; 竹下 功; 斯波 正誼
JAERI-M 83-043, 154 Pages, 1983/02
本報は、ROSA-III実験装置によるBWR LOCA模擬実験のうち、単一故障実験シリーズのRun7341の実験データレポートである。ROSA-III実験装置は、炉心を電気加熱ヒータで模擬した実炉比1/424(体積比)の装置である。Run7341は再循環ポンプ吸込側配管の両端破断実験で、全ECCSを作動させた場合のものである。主な初期条件は、蒸気ドーム圧力7.28MPa、下部プレナム末飽和度11.0K、炉心入口流量15.3kg/s、炉心発熱量3.55MWである。実験は予定通り行なわれた。ECCS作動後、炉心はクエンチし、最高被覆管表面温度は810Kであった。ECCS不作動の実験結果との比較から、ECCS注入効果が明らかとなった。