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論文

Thermal mixing characteristics of helium gas in high-temperature gas-cooled reactor, 1; Thermal mixing behavior of helium gas in HTTR

栃尾 大輔; 藤本 望

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.425 - 431, 2016/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.6(Nuclear Science & Technology)

JAEAでは、将来型高温ガス炉の設計を行っている。この原子炉には異なる温度のヘリウムガスの合流点が多くある。構造物健全性又は温度制御の観点から高温ガス炉の配管内におけるヘリウムガスの混合特性を明らかにする必要がある。過去にHTTRで、ヘリウムガスの混合が十分でないことにより、原子炉入口温度が目標値より低くなるよう制御されていた。現在、この制御系は原子炉入口ヘリウムガスの混合平均温度を使った制御方法へと改良されている。本論文は、HTTRの1次系におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにするために、熱流動解析を行った。その結果、1次系におけるヘリウムガスの混合挙動は主に環状部流路のアスペクト比に影響を受け、高温ガス炉の配管設計では混合特性を考慮する必要があることが分かった。

論文

Replication of individual snow crystals for their subsequent chemical analysis using micro-PIXE

笠原 三紀夫*; Ma, C.-J.*; 奥村 智憲*; 小嶋 拓治; 箱田 照幸; 酒井 卓郎; 荒川 和夫

JAERI-Review 2003-033, TIARA Annual Report 2002, p.270 - 272, 2003/11

雪は、その結晶化における不均一核生成過程でエアロゾルとともに大気中の物質を捕捉し移動させる。しかし、いろいろな結晶構造を持つ集合体であるために、このような環境浄化機能を雨滴と直接比較することは困難である。このため、乳化剤を塗布したフィルム上で雪試料を固定化することにより、個々の粒子のレプリカ試料を調製した。そして、原研のマイクロPIXE分析及び京大のPIXE分析により、雪の物質捕捉機能と化学的性質を調べた。この結果、以下のことがわかった。(1)雪結晶粒の大きさ(外周円の直径)は0.12-2.5mmであること,(2)六角形から樹枝状に成長すること,(3)捕捉された元素は主として、Si, S, K, Ca, Fe, Sであること,(4)結晶粒の大きさと捕捉元素質量とには相関関係があること。これらから、雪の単結晶内外の元素の化学的内部構造と混合状態を推定することができた。

論文

Evaluation of a long-range lagrangian dispersion model with ETEX

山澤 弘実; 古野 朗子; 茅野 政道

Atmospheric Environment, 32(24), p.4343 - 4349, 1998/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:17.41(Environmental Sciences)

WSPEEDIの長距離拡散モデルの性能を、混合層モデル化と入力データの時間・空間分解能との関連で調べた。比較のための基準データとして、ETEXラン1の地上濃度分布を用いた。解析の結果、モデル性能は混合層モデル化及び入力データ分解能には大きく依存せず、モデル運用時に入力可能な低分解能入力データを用いても、モデル性能は十分に実用的であることが示された。しかし、用いている拡散のパラメタリゼーションは、拡散を大きく見積もる傾向があり、最大濃度の過小評価傾向が指摘された。また、同じ理由により、スケールの小さい濃度分布が不明瞭になる。モデルの性能向上のためには、より詳細な拡散パラメタリゼーションが必要である。

論文

Sensitivity analysis of long-range dispersion model on spatial resolution and mixing layer depth by using ETEX data

山澤 弘実; 茅野 政道; 古野 朗子

ETEX Symp. on Long-Range Atmospheric Transport,Model Verification and Emergency Response, p.191 - 194, 1997/00

WSPEEDIで用いられている長距離拡散モデルの性能を、境界層のモデル化と入力データの時間、空間分解能との関連で調べた。その結果、境界層高度が1km以下では、モデルの性能は境界層高度の変化に対してわずかに依存する程度であることが示された。入力データの分解能に関しては、緯度経度で2.5°以下であれば、モデル性能の空間分解能依存性は小さく、入力データの時間間隔が12時間以下では、モデル性能は大きく変化しないことが示された。以上より、現在のモデル仕様は実用的である。

報告書

高転換軽水炉限界熱流束実験,3; 加熱長さ:0.5$$sim$$1.0m,P/D:1.126$$sim$$1.2,ロッド数:4$$sim$$7

岩村 公道; 大久保 努; 末村 高幸*; 平賀 富士夫; 村尾 良夫

JAERI-M 90-044, 158 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-044.pdf:2.81MB

高転換軽水炉の熱水力学的成立性研究の一環として、4本または7本ロッドからなる三角配列稠密格子バンドルでの定常及び流量低下非定常時の限界熱流束(CHF)実験を実施した。テスト部形状は、ロッド外径9.5mm、P/D:1.2$$sim$$1.126、発熱長さ:0.5~1.0mである。定常実験条件の範囲は、圧力:1.0$$sim$$3.9MPa、質量速度:460~4270kg/s・m$$^{2}$$、出口クオリティ:0.02$$sim$$0.35である。サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1により求めた局所流動条件をCHF相関式の評価に用いた結果、定常CHFデータに関してはKfK相関式が20%以内で一致した。一方、WSC-2、EPRI-B&W、EPRI-Columbia及びKattoの相関式については、データとの一致は良好ではなかった。流量低下時には、流速減少率が6%/s以下では、過渡時と定常時のDNB発生条件に差は認められなかったが、流速減少率がさらに大きくなると、定常実験から予測されるDNB発生条件に達するよりも速くDNBに至る傾向が認められた。

論文

Thermal mixing test of coolant in the core bottom structure of a High Temperature Engineering Test Reactor

稲垣 嘉之; 功刀 資彰; 宮本 喜晟

Nucl. Eng. Des., 123, p.77 - 86, 1990/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:67.09(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)炉床部内の冷却材の温度混合特性を調べるため、高温プレナム及び出口管等の炉床部の約1/7スケールの試験モデルを用いて混合実験を行った。試験流体は水・試験条件は試験部入口での水の温度差が20~40$$^{circ}$$C、出口管基準のレイノルズ数が40000~100000で高温プレナム内及び出口管内の混合水の温度分布を調べた。中心の入口管(HTTR炉心の中心領域に担当)に高温水を流した場合は、高温プレナムで十分に混合が行われ、周辺の入口管(炉心の周辺領域に担当)に高温水を流した場合には、高温プレナム内での混合が不十分であり、出口管で混合が行われることを確認した。また、数値解析と実験結果の比較を行い、数値解析の妥当性を確認した。更に、高温プレナム内にある混合促進板を取外して実験を行い、混合促進板の混合効果を調べた。

報告書

サブチャンネル解析及びCHF予測に及ぼす二相混合係数の影響

岩村 公道; 大久保 努; 末村 高幸*; 平賀 富士夫; 村尾 良夫

JAERI-M 89-127, 47 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-127.pdf:1.18MB

本研究ではバンドル体系でのCHF予測精度の向上のため、二相流条件下での流体混合促進効果について考察する。まず、二相流条件下でのサブチャンネル間流体混合に関する文献調査を行った結果、流体混合量は流動様式に対応しており、気泡流ではボイド率と共に増加し、スラグ/チャーン流でピークに達し、環状流になれば減少する傾向が認められた。次に、実験データに基づいて、ボイド率の関数として混合係数を表現し、この関係をCOBRA-IV-Iサブチャンネル解析コードに組み込んだ。本コードを用いて沸騰二相流混合実験の解析を行い、エンタルピー分布について比較的よい一致を得た。二相流混合モデルとKfKのCHF相関式を高ボイド率条件下での実験解析に用いた結果、混合係数が一定の場合に比較してCHFの予測値は約5%増加した。定常時における二相流体混合を考慮した場合の安全余裕は、CHF相関式の予測精度の範囲内と評価された。

報告書

高温工学試験研究炉の炉心入口冷却材温度の評価

藤本 望; 丸山 創; 数土 幸夫

JAERI-M 89-049, 53 Pages, 1989/05

JAERI-M-89-049.pdf:1.23MB

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)について、原子炉圧力容器入口から、炉心入口部までの冷却材の熱流動解析についてまとめたものである。HTTRでは、原子炉圧力容器に流入した冷却材は、炉心と原子炉圧力容器の間を上方へ流れて上部プレナムへ至り、上部プレナム内で反転して下降流となり炉心へ流入する。本報では、冷却材が炉心と原子炉圧力容器の間を上昇する際の冷却材温度上昇及び温度上昇誤差の評価、上部プレナム内における冷却材の3次元熱流動解析による冷却材温度混合の評価についてまとめたものである。また、炉心入口温度の燃料最高温度評価に及ぼす影響についても検討を加えた。

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