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論文

次世代原子力技術開発の国際協力の意義と将来のエネルギー供給における重要性,セッション1

鈴木 康文

原子力eye, 50(6), p.10 - 11, 2004/06

原子力産業会議主催で開催された国際シンポジウム「原子力開発における課題と国際協力の意義」における議論のなかで、GIFで代表される次世代原子力技術開発の国際会議の意義等についてとりまとめを行う。

論文

Thermal-hydraulic characteristics of a next-generation reactor relying on steam generator secondary side cooling for primary depressurization and long-term passive core cooling

与能本 泰介; 大津 巌; 安濃田 良成

Nucl. Eng. Des., 185(1), p.83 - 96, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:31.85(Nuclear Science & Technology)

PWRの冷却材喪失事故に対する新型安全系を検討するためROSA-V/LSTF装置を用いて総合実験を行った。検討した安全系は、次世代炉の安全系として検討されている二次側減圧系(SADS)や重力注入系(GDIS)などである。実験によりこのような安全系の特徴的な現象として、自然循環冷却による一次系減圧、蒸気発生器伝熱管群における非一様流動、安全注入水中の溶存ガスの蓄積、対向流制限による水の蓄積、GDIS動作を伴う長期的炉心冷却等が示された。これらの挙動に関するRELAP5/MOD3コードの予測性能を評価した結果、本コードは非一様流動挙動を考慮できないために、1MPa以下の圧力で減圧率を過大評価し、自然循環流量が過度に振動的に予測することが分かった。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計,1; 炉心設計に対する性能要求と設計条件

大木 繁夫; 近澤 佳隆; 久保 重信; 日比 宏基*; 菅 太郎*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計の結果について実証段階の炉心を中心に3件のシリーズ発表で報告する。本報では炉心設計に対する性能要求と設計条件を述べる。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計,2; 基準炉心の構築

坪井 亨*; 森脇 裕之*; 小倉 理志*; 日比 宏基*; 前田 誠一郎; 大釜 和也; 近澤 佳隆; 大木 繁夫

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の性能要求・設計条件を達成しつつ、炉心核熱特性に対する他設計からの制約条件を満足する実証段階の高速炉の基準炉心を構築した。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計,3; 炉心構成の高度化検討

森脇 裕之*; 小倉 理志*; 菅 太郎*; 大木 繁夫

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の高度化として、実証段階の75万kWe級炉心を対象に制御棒挿入位置の変化に伴う出力分布の変動が抑制される炉心構成を検討し、炉心水平方向出力分布の平坦化を達成した。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の原子炉周り遮蔽設計,1; ストリーミング体系へのSn-モンテカルロ接続計算法の適用検討

福地 郁生*; 日暮 浩一*; 白木 貴子*; 杉野 和輝; 大木 繁夫

no journal, , 

JASPER実験等より円環ギャップ内を中性子がストリーミングする体系での検出器応答のC/E値(=計算値/実験値)評価を実施し、1次主冷却系配管周りの体系へのSn-モンテカルロ接続計算法の適用性を検討した。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の原子炉周り遮蔽設計,2; 径方向中性子遮蔽合理化に向けた設計手法改良

日比 宏基*; 福地 郁生*; 増山 大輔*; 杉野 和輝; 大木 繁夫

no journal, , 

高速炉に高性能遮蔽材を用いる時に顕著となる、(a)遮蔽体からの中性子ストリーミング、(b)炉心槽での中性子束分布周方向不均一性、(c)B$$_{4}$$C遮蔽材での$$^{10}$$B燃焼効果による影響を評価し、設計対応を検討した。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の燃料集合体・炉心構成要素設計,2; 径方向中性子遮蔽体構造の最適化方策の検討

斎藤 裕幸*; 日暮 浩一*; 増山 大輔*; 大木 繁夫; 大釜 和也; 前田 誠一郎

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の中性子遮蔽候補材に対し、遮蔽性能・構造健全性等に対する得失を整理し、使用条件に応じた構造最適化方策をまとめた。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の部分負荷運転状態における受動的炉停止機構の有効性評価

斎藤 裕幸*; 山田 由美*; 大山 一弘*; 松永 尚子*; 久保 重信; 山野 秀将

no journal, , 

自己作動型炉停止機構(SASS)の応答特性の改善を目的に構造変更等を実施し、3次元熱流動解析にて応答時間を設定するとともに、部分負荷時の代表的なLOF型事象ATWSを対象にSASSの有効性を確認した。

口頭

次世代核燃料サイクルシステムにおける核不拡散・保障措置に関する課題と今後

堀 雅人

no journal, , 

本講演では、SMRの保障措置に関連する特徴とその課題と取組みについて概説する。また、SMRが軍用の潜水艦や空母の推進力として用いられる場合の保障措置上の扱いについても簡単に触れる。

口頭

整数計画法を用いた原子力プラントの点検工程自動作成手法の開発

橋立 竜太; 矢田 浩基; 高屋 茂; 伊藤 真理*; 鈴木 正昭*

no journal, , 

安全性及び経済性に優れた次世代炉を開発するためには、設計段階からプラント稼働率・発電コストに直結する点検工程を評価し、課題となる設計がある場合対策を行い、合理的に保全が行える設計に改善する必要がある。そこで、整数計画法を用いた点検工程自動的作成手法の開発を進めている。本報では、点検工程自動作成手法の開発状況を報告する。

口頭

タンク型ナトリウム冷却高速炉における低ナトリウムボイド反応度炉心の設計

長谷川 喬*; 菅 太郎*; 森脇 裕之*; 時崎 美奈子*; 山野 秀将; 高野 和也

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の性能要求・設計条件を達成しつつ、低ナトリウムボイド反応度化を指向した炉心概念を構築し、代表的な設計基準事象を対象とした安全評価を実施した。

口頭

グラフ構造を用いた点検実施条件抽出手法の開発と点検工程作成への適用

橋立 竜太; 近藤 佑樹; 矢田 浩基; 高屋 茂; 江沼 康弘

no journal, , 

本研究では、プラントを構成する機器間の機能の関係性の情報に基づき、プラントをグラフ構造として表現し、点検実施条件を抽出する手法を提案する。また、点検工程自動作成手法と連携し、抽出した点検実施条件を用いて、点検工程を自動作成する数理モデルを提案する。最後に、提案手法を用いて点検工程を作成し、作成した点検工程とグラフ構造を用いて定期点検期間の長期化を招く設計上課題の抽出及び対策について検討した結果を報告する。

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