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Laird, J. S.; 平尾 敏雄; 小野田 忍; 伊藤 久義
Journal of Applied Physics, 98(1), p.013530_1 - 013530_14, 2005/07
被引用回数：45 パーセンタイル：80.59(Physics, Applied)放射線環境で使用される高速光検出器に高エネルギーイオンが入射すると、信号に雑音が入り、情報伝達に支障が発生する。このようなシングルイベント現象は、高エネルギーイオンで誘起する高密度の電子・正孔対(プラズマ)の動的挙動と密接に関連する。本研究では、Si pinフォトダイオードにMeV級重イオンを照射し、発生する電子・正孔プラズマの動的挙動を調べ、その過渡応答特性を評価した。実験には複数のイオン種を使用し、その飛程が等しくなるようにエネルギーを調整して照射を行い、過渡応答特性のプラズマ密度依存性を解析した。その結果、過渡応答特性は次の3つのフェーズに分類できることを見いだした。すなわち(a)素子固有の周波数帯域でキャリアの移動が制限される領域,(b)キャリアがアンバイポーラ両極性拡散によって広がる領域,(c)キャリアが空乏層領域の電界によりドリフト運動する領域。
Laird, J. S.; 平尾 敏雄; 小野田 忍; 若狭 剛史; 山川 猛; 阿部 浩之; 神谷 富裕; 伊藤 久義
Proceedings of the 6th International Workshop on Radiation Effects on Semiconductor Devices for Space Application (RASEDA-6), p.125 - 129, 2004/10
人工衛星に搭載されているオプトエレクトロニックデバイスの一種であるフォトダイオードで発生するシングルイベント効果の発生機構を解明するために、イオン及びレーザ照射を行いシングルイベント過渡応答を調べた。Si PINフォトダイオードで発生する過渡電流は、両極性及び極性の2つの期間に分類できることがわかった。前者は空間電荷(SC)効果が原因であると判明した。さらに、デバイスシミュレータを利用した計算より、過渡電流は電子及び正孔の誘導電流及び変位電流の総和で表されることが明らかになった。一方、GaAs MSMフォトダイオードで発生する過渡電流はSi PINフォトダイオードと比較して、SC効果の持続時間が短い結果が得られた。この違いは、素子構造が異なることによって、MSMはPINフォトダイオードと比較して、デバイス中に付与されるエネルギーが小さいこと、及び表面効果が大きいこと等が原因であると考えられる。
楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 福原 彬文*; 中島 伸也; 落合 政昭
Proceedings of the 4th JSME-KSME Thermal Engineering Conference, p.1_61 - 1_66, 2000/00
地球環境保全のために、二酸化炭素を放出しないエネルギー源の活用が求められている。このための一案として、オフィスビルの熱供給に原子炉を利用し、燃料交換時に、原子炉ごと交換する「カセット式熱供給システム構想」が提唱されている。MR-1Gはビルの地下に設置して、熱供給を行うために設計された超小型の原子炉である。原子炉プラントは、一次冷却水ポンプ、加圧器、原子炉補助系を持たない極めて単純な構成であり、すべての構成要素が格納容器に収められている。格納容器は輸送容器を兼ねており、プラント全体をトレーラで輸送することができる。またMR-1Gは、自然循環を利用した受動的な安全設備を備えている。安全設備の機能は、汎用原子炉プラント応答解析プログラムを用いた解析により確認された。
中村 博雄; Ladd, P.*; Federici, G.*; Janeschitz, G.*; Schaubel, K. M.*; 杉原 正芳; Busigin, A.*; Gierszewski, P.*; 廣木 成治; Hurztmeirer, H. S.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.883 - 891, 1998/09
被引用回数：5 パーセンタイル：44.27(Nuclear Science & Technology)本講演は、ITERの燃料供給、排気システムの設計の現状及び、燃料サイクルシステムの過渡応答解析について述べる。燃料供給システムは、ガス供給方式とペレット方式から構成されている。ガス供給場所は、ポロイダル断面で真空容器上部とダイバータ部の2か所で、トロイダル方向には5か所である。ペレット方式の燃料供給は、2台の遠心加速方式入射装置で行う。これらは、1個の容器(長さ6m,幅3m,高さ4.5m)に納められている。排気システムは、高英空用ポンプと粗引きポンプから構成されている。前者は、16台のクライオポンプ(排気速度200cm
/s),後者は、2セットの機械式粗引きポンプである。トリチウムプラントを含んだ燃料サイクル系のトリチウムインベントリの最適化のために、過渡応答コードを開発中である。
深野 義隆; 佐藤 一憲
PNC TN9410 98-057, 55 Pages, 1998/05
CABRI-2及び、CABRI-FAST試験、EBR-II TOPI-1E試験、以前のTREAT試験等、既存の炉内ランプ型過出力試験(以下スローTOPと呼ぶ)のデータを広範にサーベイし、燃料破損限界に係わるこれらの試験データを統一的に説明し得る解釈を得た。これにより基本的な燃料ピン破損メカニズムが把握でき、低
中スミア密度燃料ではFCMIが緩和され高い破損限界が得られることを確認した。このような低中スミア密度燃料の高い破損限界は、(1)燃料内の気相空間による燃料熱膨張及びスウェリングの吸収、(2)自由空間への早期ガス放出によるスウェリングの抑制、及び(3)燃料溶融時の溶融領域圧力の抑制の3つの主要な効果によるものであると考えられる。これらの効果を過渡時燃料挙動解析コードPAPAS-2Sのモデルに反映するとともに、既存スローTOP試験の解析に適用した。その結果、試験結果との整合性が確認され、前述の考え方の妥当性が示唆された。
佐川 憲彦*
PNC TJ9613 97-002, 95 Pages, 1997/10
希ガス中におけるヨウ化セシウム蒸気の拡散係数を、Stefan法を改良した方法を用いて測定した。拡散カラム底部でヨウ化セシウム結晶を溶融し、拡散カラム中の希ガスをヨウ化セシウム蒸気で飽和にし、拡散カラム頂部のバルブを開いて、拡散して来る蒸気を搬送ガスによってイオン化センサーに導いた。ヨウ化セシウム濃度をイオン化センサーで連続測定し、その出力電流の過渡応答を解析することにより、拡散係数を測定した。アルゴンガス、クリプトンガスおよびキセノンガス中において631691
の温度範囲で求めたヨウ化セシウム蒸気の拡散係数には、温度上昇とともに増加する傾向が認められるが、それぞれのガス中の拡散係数には有意な差は認められなかった。
山口 隆司
PNC TN1410 97-029, 65 Pages, 1997/08
新型転換炉(ATR)の安全評価事象である「原子炉冷却材喪失」の内、中小破断事故に分類される事象における熱水力過渡変化及び燃料温度過渡変化の評価では、中小破断時総合熱水力過渡変化解析コードLOTRAC及び燃料温度詳細解析コードHEATUPをそれぞれ用いている。ここでは、中小破断事故解析時に使用する各コード間の関係(解析フロー)及び各コードの解析モデルを示す。1.1解析コード体系安全評価のための冷却材喪失事故(以下LOCAという)解析コードシステムは、ATRの大破断時熱水力過渡変化解析コードSENHOR、中小破断時総合熱水力過渡変化解析コードLOTRAC、燃料温度解析コードHEATUP及び炉心再冠水特性解析コードFLOODから構成され、中小破断事故解析にはLOTRAC及びHEATUPを用いた一連の解析により安全評価を行う。LOTRACは、非常用炉心冷却設備(以下ECCSという)作動特性を考慮してブローダウン時の原子炉冷却設備内の熱水力学的な挙動及び燃料の温度挙動を解析すると同時に、原子炉熱出力変化特性も解析する。なお、プラント制御系による影響を考慮した解析も可能としている。LOTRACから得られた熱水力学的挙動のデータ及びECCS注水特性挙動データから得られる燃料被覆管温度ターンアラウンド開始時間、ターンアラウンド後の熱伝達率等を基に、HEATUPにより、燃料要素の詳細な温度変化を解析し、燃料被覆管最高温度及び被覆管酸化量を求める。1.2解析コード1.2.1LOTRACコード中小破断時総合熱水力過渡変化解析コードLOTRACは、中小破断時における長時間の解析用に開発されたコードであり、ブローダウン時の原子炉冷却設備内の熱水力学的な挙動及び燃料の温度挙動を解析する。
上村 勝一郎; 矢野 総一郎
PNC TN8410 97-066, 300 Pages, 1997/02
PNC-TN8410-97-066.pdf:114.19MB
新型転換炉(ATR)実証炉燃料の開発の一環として、実証炉用MOX燃料の標準燃料及び改良型燃料(Zrライナー付き被覆管)について破損限界及び出力過渡変化時の照射挙動を調べることを目的として、ハルデン炉においてATR実証炉仕様燃料の出力急昇試験(IFA-591)を実施した。この出力急昇試験後の燃料について、非破壊の照射後試験を実施し、その結果を解析・評価した。得られた結果は、以下の5点である。(1)外観観察からは、異常な傷、クラック、変形等は認められず、被覆管が健全であることを確認した。なお、出力急昇試験を通じて一部の被覆管表面の酸化が進行した。(2)プロフィロメトリの結果、燃料ロッドには特に異常は観察されなかった。なお、各燃料ロッドに平均で0.10.4%の外径増加があった。(3)渦電流探傷の結果、被覆管には異常な信号変化は認められず、健全であることを確認した。確認された信号の乱れや変化は、スペーサー部の酸化膜、端栓等の構成部材によるものであることを確認し、特にペレット高さに対応した周期的な変動は、ペレットリッジ部でのPCMIによるものと推定した。(4)
スキャニングの結果、特異な事象は観察されなかった。軸方向の燃焼度分布について、ほぼ一定であるか、軸方向上部に向かって低下することを確認した。また、Csがランプ試験を通じて、ペレットから放出され、ペレット界面へ移動したことが観察された。(5)中性子ラジオグラフィの結果、11本中8本の燃料ロッドについて、最上段ペレットの上面にペレットの破砕が観察されたが、これ以外には燃料スタック及び被覆管とも異常は観察されなかった。また、これらの結果をもとに引き続き予定されている破壊試験について、サンプルの設定根拠をまとめた。
武田 哲明; A.Ying*; M.A.Abdou*
Fusion Engineering and Design, 28, p.278 - 285, 1995/00
被引用回数：5 パーセンタイル：49.89(Nuclear Science & Technology)液体リチウムから低濃度のトリチウムを抽出することは、液体金属を増殖材とする核融合炉の研究を行う上で重要な問題である。本報告では、透過窓法とゲッタ法を用いたトリチウム抽出の解析に焦点をあてた。液体金属中のトリチウムの非定常質量保存式と透過管内を移動するトリチウムの非定常拡散方程式を解き、透過管の拡散率に対する影響を調べた。ゲッタ法においては、トリチウムの過渡応答曲線をゲッタ材の特性、運転条件、平衡吸着データ及び物質伝達率の関数として特徴づけることが重要である。解析は液体リチウムの運動量保存式と充填層内のトリチウムの質量保存式及び粒子内へのトリチウム拡散方程式を解いた。トリチウムの過渡応答曲線はゲッタベッド内の中心と壁付近の領域とでは大きく異なること等を示した。
江沼 康弘; 山口 彰
PNC TN9410 93-213, 28 Pages, 1993/10
ループ型高速増殖炉プラント動特性解析コードSSC-Lの検証と高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験解析に適用する上での問題点を摘出することを目的として、「もんじゅ」特性試験におけるポンプ入熱 4.3MW時の2次系自然循環試験解析を実施した。試験データを分析した結果、準定常時に1次系での入熱が約 4.3MWであるのに対して、2次系での除熱は約 3.4MWでありバランスがとれていない。そこで、その差が系統放熱に等しいと仮定した解析を実施した結果、温度や流量の過渡変化がプラントの測定誤差範囲内で一致した。従って、SSC-Lで使用した圧損式は、底流量時においても十分な精度で適用可能であることが確認された。また、熱バランスがとれていない原因は系統放熱であると考えられる。今後は、個々の解析モデルの検証を継続するとともに、1次系を含む全体システムの自然循環力の評価を実施する。
村松 壽晴; 村田 正幸*; 家田 芳明; 山口 彰; 永田 敬; 菅原 悟
PNC TN9410 91-089, 130 Pages, 1991/03
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、燃料交換作業環境の向上要求(内筒設備の廃止)を受け、内筒設備を設置した場合と同等な系統熱過渡特性を実現できる上部プレナム構造を得ることを目的として、多次元熱流動コードAQUAを用いて検討を行なった。具体的には、出口配管の周囲を覆う様に配置された外筒構造2種類(標準型、長尺型)を検討の対象とし、手動トリップ事象を模擬した解析をAQUAコードにより行った。AQUAコードによる解析解を分析した結果、以下の結論が得られた。1) 何れの外筒設備を採用した場合にも、系統熱過渡特性は内筒設備を設置した場合(-0.7度C/s) と同等あるいはそれ以下の条件範囲(-0.5度C/m) に収まる。2) 温度成層化現象に関しては、内筒を設置しない条件(最大70度C/m) の軸方向温度勾配が300 秒間発生)と同等な結果を与え、また発生する温度勾配の継続時間から構造健全性上問題になるとは考えられない。3) 周方向温度分布特性に関しては、長尺型外筒設備(モデルB)を採用した場合、内筒を設置しない条件での値(最大34度C/m) の約3倍の周方向温度分布が計算された。なお、もう一方の標準外筒設備(モデルA)を採用した場合は、最大14度C/mの周方向温度勾配であった。4) 液面流速特性に関しては、何れの外筒設備を採用した場合にも最大約0.8m/sであり、この値は内筒を設置しない場合の値に等しい。以上により、本報で対象とした外筒設備は、系統熱過渡特性の緩和機構として、内筒設備に代わる原子炉構造に成り得ることが示された。なお、今回対象とした2種類の外筒設備は、熱流動挙動に関してそれぞれ一長一短の性能(外筒構造近傍での圧力損失特性の増減、周方向温度勾配の増減)を持つことから、その選定に当たっては、水流動試験による圧力損失特性の定量化および熱応力詳細評価の実施を踏まえて行われるべきであると考えられる。
町田 秀夫*
PNC TN9410 90-103, 126 Pages, 1990/07
構造物強度確性試験施設を用いた溶接容器型モデル供試体の熱過渡強度試験が予定されている。本試験は、FBR機器設計において熱過渡強度上課題となる部位の応力状態に対して、構造物の熱過渡強度及びクリープ疲労評価法の確立を目的として実施される。溶接容器型モデル供試体は、FBR構造設計で課題となっている液面近傍やスカート構造といった部位に発生する典型的な応力分布及び改良SUS316鋼に対する構造強度試験用に設計・製作された。本報は、溶接容器型モデル熱過渡強度試験用供試体の弾性熱応力解析及び強度評価について示すものである。解析は、供試体を入口ノズル部、容器上部、容器下部、出口ノズル部及び中子リング部の5つの部位に分割し、供試体製作時に実測された熱電対の設置位置に基づいてメッシュ切りした部分モデルを用いて実施した。熱過渡条件は、供試体の設計用に設定したもの(第1報)を用いた。クリープ疲労損傷は、熱応力解析から求まった供試体各部のひずみから、構造物強度確性試験施設用専用設計基準を用いて評価した。
町田 秀夫*
PNC TN9410 90-096, 162 Pages, 1990/06
構造物強度確性試験施設を用いた熱過渡強度試験は、FBR機器の耐熱応力設計法の開発、特に裕度の適性化や評価法の確立といった課題に対して実施されている。本報は、構造物強度確性試験施設で実施する溶接容器型モデル熱過渡強度試験用供試体の製作について示すものである。本供試体は、FBR大型炉の構造設計において課題となる典型的な形状及び応力分布をモデル化した形状を採用すると共に、供試体の一部に大型炉用候補材料の1つとされている改良SUS316鋼を採用している。本供試体は、肉厚25mm,高さ2210mm,外径850mmの縦置スカート支持のまゆ型の容器であり、出入口ノズル,上部Yピース部,本体リング部,スカートYピース部,中子リング部,中子取付部の7箇所の強度試験対象部を含んでいる。供試体の設計では、流動・伝熱解析を実施して、評価部位の熱過渡条件を定め、この熱過渡条件に基づいて熱伝導解析、熱応力解析を実施した。更に、この結果を用いて、安全裕度を取り除いた構造物強度確性試験施設用専用設計基準による強度評価を実施した。使用材料及び施工法は、FBR大型炉の機器構造へ適用できるグレードとした。
鍋島 邦彦; 楠 剛; 島崎 潤也; 篠原 慶邦
JAERI-M 90-040, 117 Pages, 1990/03
舶用炉では、陸上炉以上に急速な大幅負荷変動に対しても安定かつ安全で、しかも追従性の良い運転特性が要求される。また、発生した蒸気動力をタービンで直接駆動動力に変換するため原子力船独特の二次系をもっている。そこで、PWRプラント用の一次系に船特有の二次系を接続した動特性解析コードを開発し、それを用いて原子力船「むつ」プラントの動特性シミュレーションを行なった。
河村 弘; 安藤 弘栄
日本原子力学会誌, 31(7), p.852 - 860, 1989/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)設計仕様の異なる4種類の燃料棒、すなわち現行軽水炉燃料棒(8
8型BWR用燃料棒)、2種類の高性能燃料棒(Cuバリヤ付き燃料棒及びZrライナー付き燃料棒)及びHe/Xe混合ガス封入燃料棒に燃料中心温度測定用熱電対を計装し、異常な過渡変化時あるいは事故時の熱的性能評価のための1つの指標となる原子炉スクラム時の燃料中心温度過渡応答データを材料試験炉(JMTR)のスクラム時に採取した。そして、その燃料中心温度過渡応答データから各々の燃料棒の時定数を求めた。その結果、Zrライナー付き燃料棒の時定数がCuバリヤ付き燃料棒のそれよりも大きいことから、被覆管内面粗さが6.6
mであるZrライナー付き燃料棒の場合、Zrライナー付き燃料棒の熱抵抗はCuバリヤ付き燃料棒のそれよりも大きいということが明らかになった。
藤井 正*; 家田 芳明*; 田村 政昭*; 森山 正敏*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-131, 75 Pages, 1988/08
高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(2)の一環として、60年度要素技術設計研究(2)のループ型プラントを対象に、高速炉システムコードSSC-Lを用いて、1次冷却材漏洩事故時のプラント挙動を解析し、冷却材漏洩が炉心冷却に与える影響を評価した。得られた結論は次のとおりである。 (1)原子炉入口ノズル部近傍のコールドレグ配管において、破壊力学的手法を活用して合理化された想定漏洩口1†からの漏洩を想定した場合、漏洩流量は、破損直後最大3.6㎏/sec、ポニーモータ(PM)運転状態の300秒の時点では0.9㎏/secに達する。 (2)起因事象である漏洩口1†からの漏洩に加え、単一故障として非常用ディーゼル発電機1基の起動失敗を想定し、2ループにおいてPM引継に失敗した場合、被覆管最高温度は758となり、炉心は大きな損傷に至ことなく、かつ十分な冷却が可能である。(3)漏洩口合理化の影響を比較するため、「もんじゅ」での想定漏洩口1/4D・t(本解析では25†)に拡大した場合、被覆管最高温度は漏洩口1†の場合に比べ、5程度の上昇にとどまる。(4)立地評価のソースタームの設定根拠を得ることを目標に、炉心冷却を阻害する条件の重ね合わせとして、漏洩事故ループ以外の3ループでのPM引継失敗を想定した場合には、被覆管最高温度は847(漏洩口1†)、854(漏洩口25†)となり、「もんじゅ」の運転時の異常な過渡変化時の燃料被覆管破損制限温度830を上回る結果となった。 しかし、設計基準事象の被覆管破損評価手法の保守性から判断すると、内圧破損には至らないことが考えられ、また燃料溶融や、炉心部のナトリウム沸騰も生じない。このように、現在想定している漏洩口1†という条件下においては、1次冷却材漏洩事故が、炉心冷却に与える影響は小さく、事故を安全に収束できる見通しが得られた。また設計基準事象を超えた条件での解析結果から、ソースターム量としては燃料被覆管のある割合の破損に伴うギャップ中インベントリにとどまるものと考えられる。
田村 政昭*; 竹内 則彦*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-103, 115 Pages, 1988/08
高速増殖炉(LMFBR)の開発においては、実用化の観点から軽水炉並みの安全性を確保しつつ、如何にしてフラント建設コストを低減するかが重要な課題となっている。現在、建設コストの低減のため多大の努力が傾注されているが、熱輸送系配管の短縮化もその有効な方策の一つと考えられている。配管短縮化方策としては種々提案されているが、ここでは軽水炉で採用されて充分な実績を有する機器浮動支持方式を対象に、中間熱交換器を浮動支持した一次主冷却系について、LMFBRの特徴を考慮した設計手法を取り入れてその成立性を評価した。配管については自重、定格運転時および熱過渡時の熱膨張並びに地震に対して、ノズルについては内圧、自重、地震応力、熱膨張応力および熱過渡に対して評価した。その結果、すべての項目について許容値におさまり、また配管支持装置も実現の高いものであることが明らかとなり、その成立性が十分あることが確認できた。
竹田 敏一*; 宇根崎 博信*; 栗坂 健一*; 佐久間 啓臣*; 下田 雅之*; 伊藤 登*; 久語 輝彦*; 青木 繁明*; 宇都 成昭*; 田中 元成*
PNC TJ2605 88-001, 230 Pages, 1988/03
本報告書は次の7部から構成されている。第一部: 臨界集合体および実機炉心の格子均質化第二部: 多次元ノード拡散計算法第三部: ディカップリング計算法第四部: 過渡特性評価法の研究第五部: 2領域炉心の結合度評価第六部: 中速スペクトル炉の計算法の研究第七部: 金属燃料炉心の核特性研究
内藤 彰*; 村上 喜光*; 横林 正雄
JAERI-M 83-081, 96 Pages, 1983/05
本報告書はPWRプラントシミュレータを用いて事故解析を行った結果についてまとめたものである。本シミュレータは出力822MWe、3ループのPWRプラントを模擬したもので、冷態停止から燃焼末期の定格出力状態までの広い運転範囲をカバーするよう設計されている。本シミュレータには機器の故障を模擬したマルファンクションが備っている。今回はこのうち二次系に関する17項目および核計装系に関する4項目について実行した。これにはタービン、発電機トリップ、弁の故障、圧力および水位センサーの故障の他、核計装の線源領域、中間領域計測器、オーディオカウンターの故障が含まれている。これらのマルファンクションを加えたときのプラントの過渡応答は定性的には良好であることがわかった。また、主復水器、給水加熱器などの詳細な応答特性を得ることができた。
村上 喜光*; 内藤 彰*; 横林 正雄
JAERI-M 83-048, 120 Pages, 1983/03
本報告書はPWRプラントシミュレータを用いて事故解析を行った結果についてまとめたものである。本シミュレー夕は出力822MWe、3ループのPWRプラントを模擬したもので、冷態停止から燃焼末期の定格出力状態まで広い運転範囲を有している。本シミュレータには機器の故障を模擬したマルファンクションが備っており、今回はこのうち一次系に関する26項目を実行した。これらは一次冷却材ポンプの停止、加圧器の逃し弁、ヒータの故障、制御棒制御系の故障、圧力、温度、水位の計測器の故障が主体になっている。これらのマルファンクションを加えたときの主要パラメータの過渡応答、発信された警報の種類等を記録し検討を加えた。その結果、過渡現象は定性的には良好であることがわかり、短い過渡現象では取扱わない化学体積制御系や余熱除去系などの応答特性を得ることができた。
