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中島 憲宏; 青木 恵子*
東京大学人工物工学研究センター2017年度研究年報, p.51 - 53, 84, 2018/12
人工物工学研究センターの客員人工物工学研究部門は、その第三期活動において、社会に科学技術を一層浸透させる社会科学的方法論の確立を目指して、産業社会等の立場から共同研究や研究協力を進めている。社会の中の人工物工学(Socio-Artifactology)研究と人工物と人との相互作用(Human-Artifactology)研究の二課題について、提案された工学的方法論や手段あるいは社会とのかかわり方等を応用分野の観点から考察していくことを旨として、社会実験や計算機内実験等を通して活動している。また、応用分野における二課題の基礎基盤研究をニーズ指向的に進めた。
村松 壽晴; 山口 彰
JNC TN9400 2000-056, 150 Pages, 2000/05
JNC-TN9400-2000-056.pdf:6.67MB
[目的]本研究では、安全系の限定や多重性要求の合理化を行った場合、および多様な作動流体を冷却材として用いた場合に顕在化する熱流動課題を調査するとともに、温度成層化およびサーマルストライピングの両現象につき、作動流体を変化させた場合の特性変化を数値解析により評価することを目的とする。[方法]作動流体の違いから派生するプラント設計上の特徴、及び安全系の局限化に係わる設計概念の調査を行ない、主要な熱流動課題に関する定量的な評価検討を行なった。その結果に基づき、設計上留意すべき事項、さらには温度成層化およびサーマルストライピングに係わる熱流動上の特性を明らかにした。[主要な成果](1)熱流動課題の検討ガス冷却炉、及び重金属冷却炉で顕在化する課題を摘出した。・ガス炉:自然循環、流動振動(高流速に対する配慮)、減圧事故・重金属炉:温度成層化、流力振動(ランダム振動)、地震時のスロッシングさらに安全系の局限化に係わる課題として、原子炉容器のコンパクト化、及びRVACSに着目した課題を摘出した。(2)温度成層化およびサーマルストライピングに係わる熱流動上の特性評価数値解析により得られた各現象についての影響の程度の順列は、以下の通りである。・温度成層化:ガス
ナトリウム鉛・サーマルストライピング:ガス鉛ナトリウム
小松 征彦*; 和田本 章*; 浅尾 真人*
JNC TJ8420 2000-003, 99 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-003.pdf:5.47MB
高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)には、ハル等の廃棄物を収納した容器が投棄貯蔵されている。HASWSには、投棄された廃棄物を再度取り出す設備が設置されていないため、将来的に廃棄物を取り出す際には、設備を設置する必要がある。本報告では、原子力関連施設に限定せず、国内外で実績のある類似施設および広く工業的に用いられている技術で適用可能と考えられる装置を調査した。その結果を基にHASWSの取出装置に要求される技術要件と比較し、その適用性を検討した。この結果、国内外でHASWSに類似した施設及び全ての技術要件を満たす装置は見つからなかった。HASWSに取出装置を設置するためには、既存技術の改良あるいは建家の改造が必要であることがわかった。また、HASWSの取出装置に要求される既存技術適用のための開発課題及び建家の改造項目を抽出した。
岸田 雅子*; 内田 正治*; 吉岡 直樹*
PNC TJ3678 98-001, 206 Pages, 1998/03
平成4年度からこれまで、システムの簡素化と受動的安全性を重視した先進的なATRプラント概念の構築を目指し、従来のATRをベースに「ATRの特徴を活かす炉心冷却アイデア」を取り入れた要素技術の検討が実施されてきた。本研究ではこれまでの要素技術検討をまとめ、プラント構想、事故シナリオ、主要システム概念、格納容器(配置を含む)について検討し、安全性を向上した、合理的な中小型ATRパッシブ安全炉PS-ATR(以下PS-ATRと称する)のプラント概念を構築した。1要素技術の検討1)1000MWt自然循環型ATR原子炉・冷却系のシステム概念を構築した。2)受動的余熱除去機能を有する重水冷却系のシステム概念を構築した。2プラントシステム概念の構築1)原子炉本体は、上部よりの燃料交換方式として、格納容器の下部に設置したパッシブな安全系により原子炉本体が水づけにできるように、事故後の炉心冷却を確保できるようにした。2)原子炉冷却系は、自然循環型再循環方式とした。ただし、PS-ATRでは2ループとする利点が少ないため、システムが簡素化できる1ループ構成として、環状の蒸気ドラム、下部ヘッダを採用してスペースの有効利用をはかる方式とした。3)安全系の構成は、崩壊熱の除去、炉心への注水がパッシブなシステムで可能なようにして、電源喪失、小漏洩、大漏洩等の事故時のシナリオを検討して容量の設定、システムの成立性を確認した。以下にその構成を示す。ギャップ注水系+静的重水冷却系(崩壊熱除去機能)自動減圧系(減圧機能)蓄圧タンク注水系(注水機能)重力注水系(注水機能)原子炉格納容器冷却系(C/V圧力減圧、崩壊熱除去機能)4)以上の概念の格納容器内配置を検討して配置概念図を作成した。
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PNC TJ1409 97-023, 19 Pages, 1997/03
1 Reflection of R&D Results, Design and Operation Experiences All knowledge obtain in the project, such as R&D results, design, operation experiences and so on, are tbe reflected to following items. 1) Improvement of safety and reliability in plant eration 2) Design modification of the plant 3) Design of the next plant 2 Basic Sndpoint for Data Base Composition "Design/R&D/Plant Performance Data Base" will be mposed ad shown in the following, so that the Data Base could be utilized for reflecng them to the above items and for improving the above items, effectively and efficitly. (1) United Data Bases of Design and R&D "Design/R&D/Plant Performance Data Ba" will be composed by uniting design data base and R&D data base, considering that t R&D of the project is mainly made in order to establish the design engineering and chnical basis, such as design policy, design criteria, design conditions, alloable dign limits, design verification, etc. (2) Addition of Initial Plant Perform
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PNC TJ1409 97-022, 53 Pages, 1997/03
None
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PNC TJ1409 97-021, 27 Pages, 1997/03
None
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PNC TJ1409 97-020, 29 Pages, 1997/03
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林 秀行; 一宮 正和; 永沼 正行
PNC TN9410 96-062, 186 Pages, 1996/02
水素化ジルコニウム添加によりドップラー係数を強化したスペクトル調整窒化物燃料炉心を採用した130万kWe級大型FBRプラント概念を構築した。炉心設計においては、水素化ジルコニウムの添加割合を最適化することにより、径ブランケット層数1層の条件で増殖比1.2を満足できた。また、炉心径の縮小により原子炉構造設計への負担が軽減された。炉心安全性については、流量喪失スクラム失敗事象(ULOF)及び過出力スクラム失敗事象(UTOP)に対しても炉心固有の反応度特性のみで冷却材沸騰を防止できており、固有安全炉心と呼べるレベルにまで安全性が向上されている。また、ヘッドアクセスループ型炉に特有の部位についての過渡時熱応力、地震時変位及び流量急減時の炉心支持板変位等を評価してプラントの健全性を総合的に確認した。主要設備物量から建設コストの予測を行った結果、同じ出力の軽水炉を100とした時に、本大型FBRプラントの建設コストは130
140であることが示された。
大代 操; 大沼 紀彦*; 高橋 邦明; 河野 秀作; 山本 純太; 上村 勝一郎
PNC TN8440 93-026, 128 Pages, 1993/08
本試験は前回の「粉末特性評価試験-その1」において、測定精度と測定条件を確立した装置(粒子密度・粒径・粒度分布および比表面積)で実施したものであり、今回はペレット製造時に原料粉となる粉末を試験試料とし、各原料粉の粉末特性を把握する目的で実施し、得られた各々の粉末特性の関連性についても検討した。測定した粒子密度については、SEM写真像を観察すると粒子の形状および粒径が異なっているにもかかわらず、その試料の理論密度と比較して大きな差がないことより、密度は粒子の形状等に影響されなく、物質固有の密度を測定しているとみなされる。各粉末のSEM写真像では、その粉末の一次粒子については球形に近い形あるいは棒状・板状であるが、二次粒子(凝集体)は数ミューm、数十ミューm、形状は多数の一次粒子で形成している二次粒子がダンゴ状の形状をとるものから、数個がより集まった多角形状のものというように、試料ごとに複雑な形状をとっているものが多かった。特にダンゴ状の粒子を持つ試料の粒度分布から算出した体面積平均径は他のものと比べて、2桁も値が大きく比表面積径との差が非常に大きかった。このことは、粒子を構成している一次粒子の数が多いことを示していると推定される。比表面積に関しては、その値とSEM写真像からの粒子の複雑さとは必ずしも一致していなかった。以上により、核燃料に用いている原料粉は、同じ物質でも製法によりその特性が異なることが再確認された。
山内 孝道; 三宮 都一; 大山 康昌; 川上 一善; 中沢 文夫
PNC TN8470 93-017, 83 Pages, 1993/05
詳細設計を合理的かつ確実に行うために、予め図面及び図書に含まれるべき内容について、具体的に記載事項を定めておく。製作者から提出される詳細設計図書の内容について、本書と比較検討し、含まれるべき図面等のグレイドを評価する。詳細設計としての図面及び図書の範囲と概略内容を示すことにより、製作者から提出される詳細設計図書の内容がどの施設においても一定のレベルに出来上るようにする。詳細設計を作成する側と受け入れる側の両者に共通する図書として利用することにより、内容的にも、時間的にも合理化できるものと考えられる。
北原 種道*; 若林 利男*; 福村 信男*; 菅原 悟*; 小池 通崇*; 速水 義孝*; 河西 善充*
PNC TN1410 91-063, 239 Pages, 1991/08
新型転換炉の研究開発は、大洗工学センターの施設を中心にして「ふげん」及び実証炉のための研究開発ならびに設計研究からなっている。「ふげん」のための研究開発及び実証炉のための初期段階の研究開発の成果は、国のチェックアンドレビューの場にとりまとめ提出し、国の審議を受けた。(昭和57年)この資料はチェックアンドレビュー以降の研究開発の成果を実証炉の技術確証試験開始(昭和62年)までの研究開発と技術確証試験開始以降の研究開発を以下の内容に従ってまとめたものである。(1)プラントシステム評価研究(実用炉構想評価研究)(2)炉物理研究開発(核設計)(3)伝熱流動研究開発(熱水力設計)(4)部品機器研究開発(運転保守技術の高度化、炉心構造、システム開発)(5)安全性研究開発(6)供用期間中検査技術研究開発 平成3年度以降も継続される技術確証試験、安全研究ならびに高燃焼MOX燃料開発等今後実施していくものについては、継続して評価し取りまとめていく。
橋本 昭司; 西村 浩一
群馬県下水道研究会報告書,昭和61年度,NO.9, p.46 - 48, 1987/09
電子線殺菌-コンポスト化プラントの概念設計、建設費ならびに処理試算結果など、原研での汚泥の放射線処理技術の開発研究における61年度の主な成果を要約して述べた。
大杉 俊隆; 吉田 弘幸; 田中 良佶*
JAERI-M 83-217, 85 Pages, 1983/12
アクチノイド廃棄物問題の解決の一方法として、He冷却のアクチノイド専焼高速炉の設計研究を実施した。Heを冷却材として用いることにより、Na冷却と比較してより硬いスペクトル場を形成でき、閾核分裂反応を利用してより効率的なアクチノイド核種の消滅処理が可能となる。Uを除いたアクチノイド廃棄物を年間約300kg処理するとして炉の出力規模を1000MWtとした。この消滅処理量は10基の発電炉から年間に排出されるアクチノイド廃棄量に相当する。検討の結果、アクチノイド廃棄物のみを燃料とした専焼炉が炉物理的・熱流動特性の観点から成立し得ることを示し、また、Heを冷却材とする専焼炉が危険性が大きくかつ長寿命のアクチノイド核種を効率よく消滅させる有力な方式の一つであることを示した。
not registered
PNC TN243 81-05, 46 Pages, 1981/11
ラント動特性解析コード(COPD)は,もんじゅプラント全系の主要なプロセス量の過渡特性を求めるコードである。このコードは第1図に示すように,原子炉容器,高温側配管,低温側配管,中間熱交換器及び1次主循環ポンプの1次主冷却系の模擬及び中間熱交換器,高温側配管,低温側配管,空気冷却器,蒸気発生器及び2次主循環ポンプの2次主冷却系の模擬及び蒸気発生器,気水分離器,タービン及び主給水ポンプの水/蒸気系の模擬をしている。又,プラント制御系,安全保護系,プラントインターロックの模擬を含んでいる。各モデルは高速実験炉「常陽」及び50MW蒸気発生器試験施設等の実測データにて,比較検討し妥当性を確認している。このコードは,ループ間に異った条件が存在する場合の異常な過渡変化等の事故解析およびプラント制御系,安全保護系設計解析に用いられる。本コードは,解析目的により,本コード内に含まれる次のサブコードを組み合わせて扱われる。第2図に概略を示す。(1) COPD-3A本サブコートは1次,2次系冷却系流量を入力して,3ループ非対称の伝熱流動計算を行う動特性解析コードである。このコードは,制御系設計解析及び安全保護系設計解析に用いられる。(2) COPD-1本サブコードは,プラント制御系,安全保護系及びプラントインターロック等の模擬及び1次主冷却系,2次主冷却系,水/蒸気系の伝熱流動の模擬を含んだ,1ループ動特性解析コードである。このコードは,制御系設計解析及びCOPD-3Aの入力流量を求める解析に用いられる。(3) COPD-RV本サブコードは,原子炉入口温度を入力して,1次主冷却系の伝熱流動を扱う1次主冷却系の3ループ動特性解析コードである。このコードは,制御系設計解析及び,COPD-3Aの入力流量を求める解析に用いられる。
藤根 幸雄; 斎藤 恵一朗; 成瀬 雄二; 柴 是行; 小菅 正夫*; 糸井 利明*; 吉川 友彦*
JAERI-M 9735, 45 Pages, 1981/10
置換クロマトグラフィによるリチウム同位体分離プラントの概略的設計を行った。従来、得られているデータを基礎に、100kg-7Li/Year生産規模のプラントの建設費および分離費を試算し、その経済性について検討した。また、自動制御方式による連続式置換クロマトグラフィ実験装置を試作し、置換クロマトグラフィ操作が安定に作動することを確めた。これらの結果から、本方法がリチウム同位体分離法として有望であることが明らかとなった。
武藤 康
JAERI-M 4798, 32 Pages, 1972/04
高温ガス炉の配管には高温高圧のガスが通されているため、熱膨張による熱応力、固定端への反力、内部ガスの圧力によるが 応力が生じ設計上大きな問題となる。本コードはこれらの解析を行うためのものでありCRCに委託して作成した。計算方法は、L・G・Peckらにより提唱された方法に基いている。本コードでは直管、1/4円弧管より構成される任意の数の固定端、分岐点を有する配管の熱膨張による応力、変位、固定端への反力、内部あるいは外部のガス圧による応力を計算することが出来る。計算時間は1分程度である。
二村 嘉明
JAERI-M 4608, 141 Pages, 1971/10
本レポートは、JPDR出力倍増計画(JPDR-II計画)のプラント設計のプラントエンジニアリングおよび設計計算の経過、その主要結果および最終的なプラント設計結果についてまとめたものである。プラント設計はプラントを構成する系統、系統を構成する個々の機器、配管、弁類、計装制御装置、電力設備、空調設備、放射線管理設備、廃棄物処理設備、格納容器貫通部、原子炉安全保護設備およびプラント全体の制御等の設計とその範囲は非常に広い。従ってそれに関連するエンジニアリングおよび設計経過および結果は皆それぞれの設計資料にまとめてあるが、その量は厖大なので、それら設計資料リストを第16章に記載してある。
田中 正暁
no journal, ,
原子力機構では、安全性向上等の革新的技術開発によるカーボンニュートラルへの貢献として、高速炉・核燃料サイクルに係る研究開発を進めている。原子力機構の役割である技術基盤維持・発展・提供するため、これまでに高速炉開発で培った幅広い知識を活用し、革新的プラント概念創出や開発プロセス変革を可能にする統合評価手法「ARKADIA」の整備を進めている。本報では、ナトリウム冷却高速炉の開発状況と、ARKADIAの一部として、設計評価に関わるARKADIA-Designにおける熱流動関連課題への取り組みの現状について紹介する。