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報告書

大強度陽子加速器計画3GeVシンクロトロン用入射ダンプの熱解析

倉持 勝也*; 山本 風海; 金正 倫計

JAERI-Tech 2003-055, 148 Pages, 2003/07

JAERI-Tech-2003-055.pdf:24.48MB

大強度陽子加速器計画において、3GeVラピッドサイクリングシンクロトロン(3GeV-RCS)用の入射ビームダンプは、黒鉛薄膜でH$$^{+}$$に変換できなかったH$$^{-}$$とH$$^{0}$$ビームを吸収廃棄するために設置される。ビームダンプに吸収されるパワーは、現在の設計では1kWに達するため、ビームダンプの成立性を検討するうえで、ダンプにおける最高温度及び熱応力を評価する必要がある。そこで、MARSコードを用いて発熱分布を評価し、それを基にしてANSYS コードで温度と熱応力分布の解析評価を行った。その結果、1kW入射条件下で数回の運転サイクル(3週間のビーム運転と1週間のビーム停止期間を合わせて1サイクル)を繰り返した後、鉄部の中心で370Kに達するものの、ビームダンプの鉄部とトンネルのコンクリート壁との境界はコンクリートの許容耐熱温度よりも低い320K程度に抑制できることが分かった。また、最大ミーゼス応力(相当応力)は鉄部で96MPa,コンクリート壁で約0.2MPaとそれらの許容応力よりも低い値であった。

論文

Nuclear and thermal analyses of supercritical-water-cooled solid breeder blanket for fusion DEMO reactor

柳 義彦*; 佐藤 聡; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 菊池 茂人*; 黒田 敏公*; 古作 泰雄; 小原 祥裕

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(11), p.1014 - 1018, 2001/11

 被引用回数:24 パーセンタイル:83.28(Nuclear Science & Technology)

発電技術の実証を目指す核融合原型炉システムにおいて、熱効率向上の観点から固体増殖ブランケットの冷却材に超臨界圧水を用いた概念設計を進めている。固体増殖材(Li$$_{2}$$O)と中性子増倍材(Be)を層状に配し、各層の温度分布とトリチウム増殖比(TBR)を一次元の核熱解析コードを用いて計算した。典型的な例として、局所TBR,1.4を得た。これによりブランケットのカバレッジが70%以上あれば、正味TBRとして1.0以上が期待できることが示された。

報告書

Preliminary thermo-mechanical analysis of ITER breeding blanket

菊池 茂人*; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男

JAERI-Tech 98-059, 75 Pages, 1999/01

JAERI-Tech-98-059.pdf:3.12MB

ペブル状の増殖材、増倍材が採用される増殖ブランケットの熱・応力解析では、ペブル充填層に特有な熱・機械特性、すなわち、ペブル充填層の伝熱特性が圧縮応力の状態により変化する特性や、せん断力により容易に破壊(流れ)が生じる等の粉体としての機械特性を考慮する必要がある。ここでは、地盤(土壌)解析に使用される弾塑性モデルの一つであるドラッカー・プラガー/キャップモデルを採用するとともに、熱・変位連成解析により伝熱特性の圧縮応力依存性を考慮して、定常時ITER増殖ブランケットの熱・応力解析を行った。解析に必要な、ペブル充填層の熱・機械データは、文献に記載されるペブル充填層の応力-ひずみ測定試験と熱特性測定試験の結果を基に評価した。解析により、現設計のITER増殖ブランケットは、温度の設計条件を満たすことを示した。

報告書

小型炉の標準化に関する研究ー(1)開発の進め方及び混合酸化物燃料小型高速炉の設計研究ー

宇都 成昭; 若林 利男; 早船 浩樹

PNC TN1410 98-007, 94 Pages, 1998/04

PNC-TN1410-98-007.pdf:4.2MB

汎用性、低い資源依存性、安全性、核不拡散性等、次世代を担う原子炉の条件を満足する概念の一つと考えられる小型高速炉の具体的なシステム像の構築を目指すため、平成8年11月に小型炉技術検討ワーキンググループが発足した。本報告書は、当ワーキンググループのメンバーとして著者らが1年余りにわたり行ってきた原子炉システムに係わる技術的検討の成果をまとめたものである。検討に先立ち、小型高速炉の開発においては、実験炉、原型炉の経験や大型炉研究での成果・知見を最大限に活用した早期開発、並びに既存技術の効率的活用と新技術の順次実証を基本方針として、以下に示す3つのステップに分けて標準化に至るまでの開発を進めるべきとの考えを示した。・第1ステップ:デモ機第1段階既存技術で実現可能な経済性を確保しつつ、5年程度の開発期間をもって基本システムの実証を行う。・第2ステップ:デモ機第2段階(高性能化)経済性の大幅な向上並びに新技術導入(新型燃料を含む)による炉心・プラントの高度化を実現する。・第3ステップ:標準化発・送電システム全体として現行軽水炉発電技術と経済的に競合し得る実用小型高速炉の標準化を実現する。本報では、第1ステップでの開発実証に焦点をあて、燃料開発に係わる豊富な実績により第1ステップで必須とされる開発期間の縮小化に最も有利な混合酸化物燃料炉心を取り上げ、核・熱計算による評価を含めた炉心及び原子炉構造に係わる技術的検討を行った。その結果、受動安全特性の向上等による高い安全性を確保しつつ燃料交換サイクル2年程度を達成し、第2ステップ以降の炉心・プラントシステムの高度化に柔軟に対応し得る電気出力約5万kWeの小型高速炉システムの成立性見通しを得た。また、第2ステップ以降の具体像について炉心を中心とする予備的検討を行い、混合窒化物燃料の活用が有望な一方策であることを示した。

報告書

多次元熱流動解析コードAQUAへのエアロゾルモデルの組み込み

木曽原 直之; 山口 彰

PNC TN9410 98-028, 33 Pages, 1997/12

PNC-TN9410-98-028.pdf:0.93MB

高速炉安全解析の一環として、ナトリウム燃焼時エアロゾルの主要機器等へ移行量、空気中湿分との反応量および燃焼熱のエアロゾル粒子を介したふく射伝熱による周囲構造物への影響を評価する必要がある。このために、従来からエアロゾルの挙動解析にはABC-INTG(Aerosol Behavior in Containment-INTeGrated Version)が用いられてきた。しかし、ABC-INTGは1セルモデルによる均一な雰囲気における挙動を計算するコードであるため、より詳細な室内のエアロゾル濃度分布を把握することを目的として、多次元熱流動解析コードAQUAにABC-INTGで用いられているエアロゾル計算モデルを組み込むこととした。AQUAは多セルモデルによりガスの熱流動を計算し、エアロゾル粒子の空間的な濃度分布を詳細に評価できる。一方、ABC-INTGは1セル内におけるエアロゾル粒子の発生、凝集、壁や床への付着を計算し、エアロゾル粒径分布と濃度を求めることができる。つまり、この両者の長所を組み合わせることによって、エアロゾル特有の挙動計算を行いつつ流体の流れを解析しエアロゾルの室内での移動を把握しようとするものである。ABC-INTGとAQUAはそれぞれ別途開発されたコードであるため、そのモデル化の違いのためのインターフェイスプログラムが重要になる。組み込みに際して、オリジナルのABC-INTGからの各計算モデルのサブルーチンを抽出・修正・追加し、インターフェイスプログラムを介してAQUAとデータ授受を行いながら過渡計算を行えるように整備した。本報告書ではエアロゾルモデルとその組み込み手法について述べる。また、試計算として単純な体系の解析を実施し、物理的に妥当な結果を得ることもできた。これにより、AQUAコードにおいてエアロゾルを取り扱うことが可能となり、ナトリウム燃焼時のガスの熱流動とエアロゾルの挙動を連携させた詳細な解析を実施できる見通しを得ることができた。

報告書

冷却材温度ゆらぎ現象の解析的評価手法の開発(XI)-流体-構造非定常熱的応答特性に係わる評価手法の検証-

村松 壽晴

PNC TN9410 97-039, 187 Pages, 1997/05

PNC-TN9410-97-039.pdf:11.45MB

4種類の解析コード (汎用多次元コードAQUA、直接シミュレーションコードDINUS-3、直接法モンテカルロコードTHEMISおよび境界要素法コードBEAMSET)より成るサーマルストライピング解析評価手法のシステムレベルでの検証を行うため、流体-構造非定常熱的応答に関する既往ナトリウム試験の数値解析を行った。検証に用いたナトリウム試験は、4mm隔てて平行に置かれた噴流ノズル (5mm$$times$$9mm)の下流側35mm位置に速応性熱電対を横方向に2mm間隔で貼り付けた試験片(SUS304鋼)を設置し、噴流ナトリウム温度を300$$pm$$20$$^{circ}C$$に固定した条件で噴流流速を変化させ、温度ゆらぎ挙動を測定したものである。得られた解析結果に基づき、温度ゆらぎ温度ゆらぎ実効値、温度ゆらぎ振幅および周波数の頻度分布、温度ゆらぎ挙動の自己パワースペクトル密度および境界層内温度ゆらぎ減衰特性などの統計量を評価し、実験によるそれらとの比較を行った。この比較の結果、同解析評価システムにより、流体-構造非定常熱的応答挙動を精度良く模擬できることを確認した。

報告書

定常炉心試験装置の設計研究,第3編; 超伝導コイル設備

牛草 健吉; 森 活春*; 中川 勝二*; 永島 圭介; 栗田 源一; 豊島 昇; 青柳 哲雄; 高橋 良和; 松井 邦浩; 菊池 満; et al.

JAERI-Research 97-027, 281 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-027.pdf:9.25MB

定常炉心試験装置の超伝導マグネット及びHe冷凍機設備の設計を行った。超伝導線材としてNb$$_{3}$$AlとNbTiを併用したトロイダル磁場コイルは、18個のD型コイルで構成され、隣合う2個のコイルをシアパネルで連結することでコイル単体150トンの軽量なコイルを実現した。10個のポロイダルコイルの最適設計を行い、10MA,200秒の電流フラットトップを生成し、プラズマ位置形状制御に融通性のあるシステムが構成できた。装置の誤差磁場を補正するための超伝導コイルを採用することとした。総低温重量4000トンの超伝導マグネット系を1ヶ月以内に4.5Kまで冷却し、定常的熱負荷約6.5kW及び非定常熱負荷8.5MJを放電間隔30分以内で除熱するために、冷凍能力36kWのヘリウム冷凍設備を設計した。

報告書

CIP法による熱流動解析に関する調査

土井 禎浩

PNC TN9420 96-057, 48 Pages, 1996/09

PNC-TN9420-96-057.pdf:1.24MB

双曲型微分方程式の解法として提案されたCIP(Cubic Interpolated Pseudo-particle)法は,移流方程式に対する数値拡散が少ない解法として近年注目されている。また,CIP法を用いた解析手法C-CUP(CIP and Combined,Unified Procedure)法は,圧縮・非圧縮を同時に解析できること,相変化および混合問題等を解析できることから従来は解析が困難であるとされてきた問題,例えば,非圧縮性流れから圧縮性流れまでの連続解法や溶融などの相変化を伴う解析に適用されはじめている。本報告はCIP法の高速炉分野における熱流動解析への適用性を検討するため,非圧縮性および圧縮性流体の支配方程式を整理し,CIP法の特徴,C-CUP法の計算手順および解析例について調査したものである。CIP法およびC-CUP法を調査した結果,CIP法は,1階線形の双曲型微分方程式の解法で,熱流体の支配方程式における移流方程式を解くために格子点間の変数を3次関数で補間し,変数と変数の3次補間式の微分値を移流させる手法であることがわかった。この方法は状態の急激な変化を捕らえることが可能であり,数値拡散による解の劣化を抑制できる。また,C-CUP法は,熱流体の支配方程式を非移流項と移流項に分離し,移流項の計算にCIP法を適用し,非移流項の計算には差分法を用いて解を求める計算手法である。この方法はCIP法を用いることにより解の急激な変化に対して安定な計算が行えるという長所を持つが,非保存形表示の支配方程式を用いるため,質量保存は必ずしも保証されないという欠点を持つ。解析への適用例としては,CIP法とC-CUP法が,急激な密度変化に対して計算が安定であること,物体表面の記述性に優れている等の特徴から,相変化(溶融,凝固,蒸発など)を伴う現象や密度の異なる流体が混合する現象,個体壁の移動を扱う問題などが解析されており,これらの概要についてまとめた。

報告書

地層処分システムの設計手法の開発(最終報告書)

not registered

PNC TJ1201 95-002, 325 Pages, 1995/03

PNC-TJ1201-95-002.pdf:14.71MB

本研究は、人工バリア及び処分施設に要求される性能を確保し得る技術的方法を具体的に明らかにするために必要な地層処分システムの設計手法を開発することを目的とするものである。本年度実施したのは、以下に示すとおりである。1.CAEシステムの改良開発2.データベースの開発検討3.TRUを考慮した処分場の検討4.処分場施設概念に関する影響要因の検討5.解析による設計検討6.サイト特性調査の検討この内、1のCAEシステムの改良開発では、SUNワークステーションで利用していたUI-SIGNAS度をIRISワークステーションで利用できるように改良を行った。2のデータベースの開発検討では、管理システムの検討を行うとともに、地質データベースから解析の入力物性値に至るデータ加工プロセスの機能検討を行い、また積算単価データベースの開発として、トンネル工事の積算手順を検討すると共にトンネル掘削単価の調査を行った。3のTRU関連の検討では、HLWとの併置の検討を行い、考えうる種々の組み合わせ概念の中から、可能性のある一つの例として併置の処分概念図を提示した。4の影響要因の検討では、様々な影響要因の中から断層破砕帯を取り上げ、断層からの離間距離についてFEM解析による検討を行った。5の解析による設計検討では、全体配置設計のうち処分深度の設定、埋設密度の設定、処分場位置の設定という一連の流れを、空洞安定解析、熱解析、地下水流動解析により実施した。6のサイト特性調査の検討では、我が国で考えられるサイト選定手順を検討し、諸外国等の事例を参考に、想定されるサイト特性調査の項目と、適応可能な調査手法の抽出を行った。

報告書

地層処分システムの設計研究における解析検討(1988年-1991年)

志水 伸二; 棚井 憲治; 谷口 航; 酒井 裕一*

PNC TN8410 95-027, 56 Pages, 1995/02

PNC-TN8410-95-027.pdf:2.88MB

地層処分システムの設計研究においては、第二次とりまとめの目標である「人工バリア性能の定量的評価」のための評価対象の明確化を目標として、結晶質岩系及び堆積岩系それぞれに固有な地質環境特性を考慮して適用可能な処分場等の基本設計に必要な解析手法の検討を進めてきている。これらの結果は、第二次とりまとめに向けた今後の解析検討を進めていく上で、問題点や研究の方向性を導出するという観点からも重要なデータである。そこで本報告書は、これら過去に進めてきた解析検討について内容を把握するとともに、それぞれの検討において導出されてきた課題を整理し、今後の解析手法の検討に反映させることを目的として、特に1988年から1991年の第一次とりまとめを行うために検討された設計解析事例を調査し、まとめたものである。

報告書

電子シンクロトロン真空系の検討および模擬試験

大塚 英男; 米山 勝治*; 島田 太平

JAERI-M 93-051, 37 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-051.pdf:1.13MB

電子シンクロトロンの真空系を設計するにあたり、基本としておさえておくべき、必要真空度、ダクト中の圧力分布、放射光による温度上昇、渦電流による誤差磁場などの見積もり方法をまとめた。本報告では特に、簡便な手法を指向し、容易に一般への適用が可能であるよう留意した。実機を模擬したノーマルセル1セル分の真空系を製作し、真空性能の実証試験を行なった。その結果、設計に必要な種々の基礎データを得たばかりでなく、前記の見積もり方法が十分実用的であることが示された。

報告書

ナトリウム棒状燃焼解析コードSOFIRE-M3の開発

大野 修司; 中村 正志

PNC TN9410 92-370, 54 Pages, 1992/11

PNC-TN9410-92-370.pdf:1.19MB

〔目的〕 FBRプラントで想定されるナトリウム棒状漏洩燃焼時の熱的影響評価手法を開発整備する。〔手法〕 SAPFIRE施設の密閉型鋼製円筒容器SOLFA-2を使用して実施したNa棒状漏洩燃焼試験Run-E3シリーズの結果をもとに,棒状燃焼速度の実験相関式を導出し,Na燃焼解析コードSOFIRE-MIIに組み込む。また,以前にSAPFIRE施設で行った大規模Na漏洩燃焼試験Run-E2及びRun-D2の試験後解析を実施し,新たに開発整備した解析コードのSOFIRE-M3の検証を行う。〔結果〕 以下の特徴を有するNa棒状燃焼解析コードSOFIRE-M3を開発整備した。 -Na棒状燃焼速度は,Na漏洩流量,漏洩高さ,雰囲気酸素濃度をもとに,Run-E3シリーズで導出した実験相関式から計算する。 -棒状燃焼に伴って発生する反応熱は,ナトリウムと雰囲気ガスとに分配される。この熱移行分配に関するパラメータは,新解析コードを使用したRun-E3試験の試験後解析により最適化されており,この最適パラメータを使用した場合のNa燃焼時熱移行評価精度は約30%以内である。また,Run-E2試験及びRun-D2試験の試験後解析を行った結果,SOFIRE-M3コードの計算値と試験測定値は良好に一致した。このコードの開発整備により,配管からの現実的なナトリウム漏洩形態である棒状漏洩燃焼に伴う熱影響評価が可能となった。今後の課題としては,Na漏洩流量のより大きな範囲の試験データをもとに,実験相関式を改良することが挙げられる。

報告書

大型FBRにおける内筒設置の是非に係わる検討

村松 壽晴

PNC TN9410 90-147, 115 Pages, 1990/10

PNC-TN9410-90-147.pdf:4.05MB

大洗工学センター技術開発部プラント工学室で設計研究が進められている大型炉について、内筒設置の是非に関する検討を手動トリップ事象を対象とした熱流動解析により実施した。検討の対象とした熱流動特性は、温度成層化現象,系統熱過渡特性,周方向温度分布特性および液面近傍流速特性の4項目である。多次元コードAQUAによる3次元解析を分析した結果、以下の結論が得られた。(1) 温度成層化現象に関しては、内筒有無による現象への影響は小さい。また、発生する軸方向温度分布の継続時間が短く、構造健全性上問題となるとは考え難い。したがって、本現象は、内筒設置の是非に関して制限を与えないと考えられる。(2) 系統熱過渡特性に関しては、内筒を設置しない場合最大約-2.0$$^{circ}C$$/sのコールドショックを与えるため、内筒を設置する方が望ましい。(3) 周方向温度分布特性に関しては、内筒有無による現象への影響は小さい。また、発生する周方向温度分布の継続時間が短いことから、構造健全性上の問題は小さいと予想される。したがって、内筒設置の是非に関しては制限を与えないと考えられる。(4) 液面近傍流速特性に関しては、内筒は設置しない方が望ましい。以上より、系統熱過渡特性の観点から、内筒が必要と結論付けられるが、この特性が何らかの設計上の工夫(例えば、有効混合容積の増加)により改善できれば、内筒の設置は構造設計成立の必要条件とは成らないと判断される。

報告書

単相多次元AQUAによる高速原型炉「もんじゅ」炉内熱流動解析(3) 下部プレナム内冷却材混合特性

村松 壽晴

PNC TN9410 90-146, 64 Pages, 1990/10

PNC-TN9410-90-146.pdf:3.79MB

高速原型炉「もんじゅ」の性能試験実施に先立ち、下部プレナム内における冷却材混合特性を解析的に明らかにした。この冷却材混合特性は、燃料集合体出口温度計を用いて各種の熱流動評価を行なう場合の、入口基準温度を左右するものである。得られた結果は、以下の通りである。[強制循環条件](1) 冷却材混合を促進するために設けられた原子炉入口配管先端部での周方向へのひねりは、旋回流動を効果的に発生させ、これにより冷却材は極めて良好に混合する。高圧プレナム入口部での周方向温度分布は、旋回流動効果を考慮することにより全温度差の約5割から約2割に減少する。(2) 強制循環条件の範囲では旋回流動効果が支配的となり、浮力効果による空間不均一効果の発生は極めて小さい。[自然循環条件]同条件では旋回流動効果による顕著な冷却材混合は期待出来ず、冷却材温度分布に関して十分な注意が必要である。

報告書

JT-60磁気リミタ板の熱的性能

安東 俊郎; 中村 博雄

JAERI-M 83-220, 27 Pages, 1983/12

JAERI-M-83-220.pdf:0.78MB

JT-60磁気リミタ板の熱解析を以下のモデルで行いその熱的性能を明らかにした。入熱条件に関しては、まず荷電粒子入熱として半値幅3cmのガウス分布を考慮した。磁気面をスイングする場合には時間平均入熱および正弦的に移動する入熱の両条件で検討した。プラズマからのふく射(光および荷電交換中性粒子)によるリモートクーリング効果を模擬するため空間的に分布するふく射熱源を考慮した。磁気リミタ板の計算モデルでは接触熱抵抗、熱ふく射および冷却ガスへの伝熱を考慮して2次元熱伝導解析を行った。この解析により入熱条件と磁気リミタ板温度の関係を明らかにしプラズマ運転範囲の目安とした。その結果、一般的には最大加熱10秒の運転はリモートクーリングなしでは困難となる。リモートクーリングがある場合には熱負荷、温度上昇ともに大幅に軽減され、さらにスイングにより実効的に熱流束が低減される。

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