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報告書

原子力船「むつ」関連調査他報告書(受託研究)

核燃料・バックエンド研究開発部門 青森研究開発センター

JAEA-Review 2022-039, 36 Pages, 2023/02

JAEA-Review-2022-039.pdf:4.3MB

本報告書は、今後の浮体式原子力発電の検討に活用するために、原子力船「むつ」の実績工程の調査、原子力船関連の文献調査を行った結果を取りまとめたものである。

報告書

原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの総合評価

京谷 正彦; 落合 政昭; 楠 剛; 植松 春樹*; 高橋 照雄*

JAERI-M 94-079, 116 Pages, 1994/06

JAERI-M-94-079.pdf:3.19MB

原子力船「むつ」での実験航海等のデータを使用し、原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの性能を総合評価した。本目的は、原子力船「むつ」の実験航海等において実施された各試験結果とシミュレーション結果とを比較し、試験結果に対するシミュレーション結果の相違点の抽出、シミュレータを対象とした相違点発生の原因解明及びシミュレーションモデル適用範囲を明確化することである。総合評価の結果、試験結果とシミュレーション結果は概ね一致し、原子力船「むつ」モデルについて、その性能を確認することができた。また、今後の原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの整備をすすめるにあたり、本システムの基本計算モデルが有効に活用できることを確認した。

報告書

原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの開発

楠 剛; 京谷 正彦; 高橋 照雄*; 小林 日出雄*; 橋立 晃司*; 落合 政昭

JAERI-M 93-223, 176 Pages, 1993/11

JAERI-M-93-223.pdf:4.18MB

原子力船開発の一環として舶用炉設計研究のため、1987年より原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの開発・整備を進めてきた。1993年3月「むつ」モデルについては完成をみたので、その内容を報告する。本システム開発の目的は、(1)設計各段階におけるプラント性能の評価・確認、(2)運転の省力化研究にある。本システムの特徴は、(1)与えられた海象、気象条件下での船体系、推進系及び原子炉プラントの各挙動を一貫して模擬できる総合シミュレーションシステム、(2)物理的根拠に基づくシミュレーションモデル、(3)拡張性、柔軟性に富んだ構成にある。今後は、本システムを改良舶用炉の設計支援ツールとして活用していく計画である。

論文

Comparison between measured and design dose rate equivalents on board of nuclear ship Mutsu

山路 昭雄; 坂本 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(9), p.926 - 945, 1993/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

原子力船「むつ」出力上昇試験は1990年3月に再開され、1991年2月に成功裡に終了した。実験航海は約1年かけて行われ、全ての実験は1992年2月に終了した。船内の線量当量率の測定値と設計値との比較が遮蔽改修設計手法とともに述べられている。測定値は、一次遮蔽体と二次遮蔽体との間の空間、二重底内、二次遮蔽体外側および主冷却水ループ表面において示されている。遮蔽計算は、遮蔽体の製作上の許容誤差に基づき、遮蔽性能の最も悪い形状および材料組成にて行われた。この他、計算コードの形状に関する制限から近似を行う場合は、保守側のモデルが選ばれた。計算精度は種々の実験解析により評価され、評価値が設計値として用いられた。真の値は設計値を越えないとして遮蔽形状が定められた。この判断が妥当であることが船内の測定から確認された。線量当量率の測定値は船内の全ての箇所で設計基準を満足した。

論文

Analysis of ex-core detector response measured during nuclear ship Mutsu land-loaded core critical experiment

板垣 正文; 阿部 純一*; 栗林 克明*

Nuclear Technology, 78(8), p.140 - 150, 1987/08

炉外中性子検出器の応答は、炉内中性子源分布のみならず減速材の熱中性子吸収の変化にも依存することがある。この例として、「むつ」陸上臨界試験で予想外の大きな検出器応答が測定された。この試験では制御棒パターン変更のつどボロン濃度を変化させて臨界調整しており、ボロンの熱中性子吸収変化に呼応して検出器指示値が変化した。このボロン効果は従来の検出器応答計算法では取り扱うことができない。CrumpとLeeの方法による従来法に対してボロン効果が扱えるように修正を加えた。補正係数を1次元輸送コードANISNにより計算した。新しい計算手法により陸上臨界試験の実測値をよく再現することができた。船用炉や発電用軽水炉への検出器応答計算適用に関して議論がなされる。

報告書

A User's Manual for SCOPERS-2,a Static Core Performance Simulator for Light Water Reactors; Version 2

下桶 敬則*; 板垣 正文

JAERI-M 86-063, 92 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-063.pdf:1.94MB

SCOPERS-2はBWRの炉心特性シミュレーション用に開発されたFLAREプログラムをさらに発展させたプログラムである。SCOPERS-2では、FLAREよりも一般化されたノード方程式を用いており、またFLAREで用いられていた経験的な中性子移動カーネルもより厳密に導出されたものに変更されている。さらに、FLAREのもっていた諸シミュレーション機能が広く拡充されている。これらの結果、計算モデルの信頼性が理論的に裏づけられ、かつBWRのみならずPWRへも適用出来るようになった。本報告書では、SCOPERS-2の機能,物理モデルについて記述すると共に、入力データの作成法について詳細に記述してある。利用者の理解を助ける為にBWRとPWR両方の例題につきサンプル入出力を示してある。新しい中性子移動カーネルの導出についても付録に示してある。

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