検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 21 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

安全研究成果の概要(平成11年度-動力炉分野)

安全計画課

JNC-TN1400 2000-012, 250 Pages, 2000/11

JNC-TN1400-2000-012.pdf:10.18MB

平成11年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に基づき実施してきた。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに、耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成11年度の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。

報告書

安全研究基本計画(平成13年度$$sim$$平成17年度)

not registered

JNC-TN1400 2000-010, 70 Pages, 2000/10

JNC-TN1400-2000-010.pdf:2.87MB

本計画は、平成11年度より国の「安全研究年次計画」(平成13年度$$sim$$平成17年度)の策定作業に協力する形でニーズ調査及び研究課題を提案し、国の「年次計画」で採用された研究課題の他に社内研究を含めたサイクル機構の計画として策定した。サイクル機構の安全研究は、高速増殖炉、核燃料施設、耐震、確率論的安全評価、環境放射能、廃棄物処分及びその他(「ふげん」の廃止措置)の7分野において実施することとしている。なお、本計画は、安全研究専門部会、中央安全委員会及び理事会において審議され、決定されたものである。

報告書

ナトリウム冷却炉の検討

新部 信昭; 島川 佳郎; 石川 浩康; 早船 浩樹; 久保田 健一; 笠井 重夫; 一宮 正和

JNC-TN9400 2000-074, 388 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-074.pdf:13.32MB

ナトリウム冷却大型炉については、国内外に多くの研究・運転実績があり、これに基づく豊富な知見がある。本実用化戦略調査研究では、ループ型炉1概念、タンク型炉3概念について経済性向上を主眼にプラント基本概念の検討を実施した。具体的なコストダウン方策としては、ナトリウムの特長を活かした機器の大型化、系統数削減、機器の集合・合体化などを採用している。これらの革新的な設計については、その技術的成立性に関して更なる確認を必要とするが、いずれの炉型においても経済性目標(20万円/kWe)を達成できる見通しが得られた。また、ナトリウム炉の更なる経済性向上策として、以下の項目を抽出しコストダウンの可能性を検討した。・更なる高温・高効率化追求・建設工期短縮・検出系高度化による安全系局限化・SG-ACS

報告書

多次元ナトリウム燃焼解析コードAQUA-SFの開発と検証

高田 孝; 山口 彰

JNC-TN9400 2000-065, 152 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-065.pdf:6.26MB
JNC-TN9400-2000-065(errata).pdf:0.12MB

液体ナトリウムを冷却材としている高速増殖炉において、ナトリウム漏えい時のナトリウム燃焼が構造物等へ及ぼす影響を評価することは重要である。しかしながら従来の数値解析では、大きな空間を平均化した一点近似モデル(zoneモデル)が主流であり、燃焼現象に於けるガス温度、ガス成分各種の空間的な分布が及ぼす影響についての評価はなされていない。このため、ナトリウム燃焼現象について多次元効果を考慮して機構論的に解析することを目的とし、多次元ナトリウム燃焼解析コードAQUA-SF(Advanced simulation using Quadratic Upstream differencing Algorithm-Sodium Fire version)を開発した。本コードは完全陰解法であるSIMPLEST-ANL法を用いた単相伝熱流動解析コードAQUAをベースとし、スプレイ燃焼、フレームシート燃焼、ガス輻射、多成分ガス移流・拡散、圧縮性等の燃焼に必要な各モデルを組み込んでいる。なお計算スキームとして、空間項についてはBounded QUICK法を、時間項についてはBounded3点陰解法を組み込んでいる。また開発されたAQUA-SFコードを用い、以下に示すナトリウム燃焼実験の検証解析を実施した。・プール燃焼実験(RUN-D1)・スプレイ燃焼実験(RUN-E1)・漏えい燃焼実験(ナトリウム漏えい燃焼実験-II)・小規模漏えい燃焼実験(RUN-F7-1)いずれの検証解析に於いても、実験をほぼ再現しており、AQUA-SFコードの妥当性が確認された。

報告書

多様な作動流体を用いた場合に顕在化する重要熱流動課題の摘出

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$$<$$$$<$$ナトリウム

報告書

種々の炉心概念に関するMA消滅特性の整理

大木 繁夫; 岩井 武彦*; 神 智之*

JNC-TN9400 2000-080, 532 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-080.pdf:14.98MB

実用化戦略調査研究で検討対象となっている冷却材及び燃料形態の異なる高速炉について、実用化高速炉の資源有効利用性及び環境負荷低減性を評価するための基礎データを得るために、マイナーアクチニド核種(Minor Actinide nuclides,MA)の消滅特性解析を行った。対象炉心は、1)ナトリウム冷却酸化物燃料炉心、2)鉛冷却窒化物燃料炉心(BREST-300)、3)炭酸ガス冷却酸化物燃料炉心(ETGBR)、4)鉛冷却酸化物燃料炉心、5)ナトリウム冷却窒化物燃料炉心(Heボンド、Naボンド)、6)ナトリウム冷却金属燃料炉心である。冷却材及び燃料形態とMA消滅特性の関係について次の結果が得られた。・MA変換率には燃料形態に関して「酸化物$$<$$金属$$<$$窒化物」の大小関係が見られる。窒化物燃料及び金属燃料は酸化物燃料に比べ中性子束レベルが高くなることがMA変換率向上の主要因である。・冷却材種別に関してはMA変換率に「鉛$$<$$ナトリウム$$sim$$炭酸ガス」の関係が見られたが、これらの炉心間では炉出力等の炉心基本特性、炉心設計思想が統一されていないことから、違いが冷却材に起因するのか炉心設計に起因するのか明らかでない。・上述の燃料形態及び冷却材の違いによるMA消滅特性の変化度合いは比較的小さい。

報告書

安全設計方針に関する検討 ‐ 安全性の目標と再臨界問題の排除について ‐

丹羽 元; 栗坂 健一; 栗原 国寿*; 藤田 朋子

JNC-TN9400 2000-043, 23 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-043.pdf:1.1MB

軽水炉と同等かそれ以上の安全性を確保し、受動安全等の活用によって、安心感の持てる高速増殖炉概念を構築することが実用化戦略調査研究における安全性の目標である。上記目標を達成するため、IAEAの国際原子力安全諮問グループが作成した原子力発電所のための基本安全原則の意味を考察し、安心感の獲得を考慮に入れて、炉心損傷の発生を防止する観点から具体的目標を設定した。さらに、炉心安全性については軽水炉との比較において高速炉の特徴を考慮することにより炉心損傷時の再臨界排除を具体的目標として設定した。再臨界排除方策の検討のために、多様な炉心における炉心損傷時の再臨界特性についてのマップを作成することによって、炉心損傷時の再臨界の可能性を簡易評価する手法を整備した。そして、ナトリウム冷却式、混合酸化物燃料型高速増殖炉について、有望な再臨界排除方策を提案した。それらを対象として燃料流出挙動の予備解析を行い、内部ダクト付き集合体の流出機能の有効性を確認するとともに炉心性能への影響の小さい方策として提案した軸ブランケット一部削除概念も有望であるとの結論を得た。

報告書

多様な高速炉におけるMA消滅特性の比較(1)

大木 繁夫

JNC-TN9400 2000-007, 77 Pages, 1999/12

JNC-TN9400-2000-007.pdf:2.17MB

高速炉を用いたマイナーアクチナイド(MA)消滅処理研究の一環として、燃料形態及び冷却材の異なる様々な形式の高速炉におけるMA消滅特性の比較研究を実施している。ナトリウム冷却酸化物燃料高速炉をレファレンスとし、同一の炉心性能において酸化物、窒化物、金属燃料炉心のMA消滅性能の比較を行った結果、窒化物あるいは金属燃料炉心がMA消滅において酸化物燃料炉心に比べ格段に優れた性能を有しているとはいえないことがわかった。冷却材の異なる炉心として、鉛冷却高速炉(BREST-300)及びナトリウム冷却高速炉(3800MWth大型炉)のMA消滅特性を比較した結果、変換率に関してはナトリウム炉の方が上回ること、及び炉心に多くのMAを受け入れてMA変換量を増加させる観点からはBREST-300が優れていることがわかった。MAを炉心に添加すると冷却材ボイド反応度が増加するが、鉛とナトリウムとでは冷却材ボイド反応度に対して感度を持つエネルギー領域が異なっており、これら冷却材ボイド反応度のメカニズムについても比較検討を行った。

報告書

平成11年度研究開発課題評価(事前評価)報告書 評価課題「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究」

not registered

JNC-TN1440 2000-003, 88 Pages, 1999/08

JNC-TN1440-2000-003.pdf:5.11MB

核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、内関総理大臣が定めた「国の研究開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大綱的指針」(平成9年8月7日決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、研究関発課題「高速増殖炉サイクルの実用化戦略観査研究」に関する事前評価を、研究開発課題評価委員会(高速炉・燃料サイクル課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉・燃料サイクル課題評価委員会は、サイクル機構から提出された評価用説明資料及びその説明に基づき、本委員会によって定めた評価項目及び評価の視点及び評価の基準に従って当該課題の事前評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。

報告書

第32回IAEA/IWGFR定例年会報告

有井 祥夫

JNC-TN9200 99-009, 432 Pages, 1999/07

JNC-TN9200-99-009.pdf:17.27MB

平成11年5月18日$$sim$$19日に、オーストリア・ウィーンのIAEA本部で開催された第32回IAEA/IWGFR定例年会に日本委員(代理)として出席した。出席国は、中国、フランス、ドイツ、インド、日本、カザフスタン、韓国、ロシア、アメリカ、イギリス、イタリアおよびスイスの12カ国から13人、IAEAから4人であった。会議では、IAEAの高速炉に関する1998年の活動のレビュー、1999$$sim$$2000年の活動計画の審議・調整を行うとともに、メンバー各国における高速炉開発の状況について、報告・討論が行われた。各国の主な状況は以下の通り。・フランスからは、PHX、SPXの現況とR&Dへの取組み状況のほか、1994年3月にRapsodieで発生したNaタンクでの事故の解析結果についての報告があった。・中国からは、実験炉CEFRの設計の概略と建設工事の進捗状況報告があった。2003年臨界の予定とのこと。・インド、ロシア、カザフスタンからは、それぞれ自国の高速炉の現況報告があった。・各国の活動状況や関心を簡単にまとめると、高速炉先進国(主に欧米諸国)の関心はデコミッショニングや新しい原子炉開発に関する研究に、ロシア、カザフスタンは研究協力による支援への期待が、そして、アジア諸国は高速炉開発への取組みに前向きとの印象であった。また、各国ともNaに替わる冷却材とそれを用いた液体金属冷却(高速)炉に関するR&Dへの関心が高かった。2000年のTechnical Committee Meetingのテーマは、"Design and Performance of Reactor and Subcritical Blanket with Lead,Lead-Bithmuth as Coolant and/or Target Material"に、また、炉物理関連のResearch Co-ordination MeetingとSpecialist Meetingが1999年11月頃にウィーンで開催されることとなった。このほか、IAEA事務局から、加速器による消滅処理に関する研究(ADS)をIAEA/IWGFRのスコープの中に含めたいとの提案があり、了承された。次回は、来月5月16日$$sim$$18日頃にIAEA本部で開催されることとなった。

報告書

多様な冷却系システムの熱流動評価

大島 宏之; 堺 公明; 永田 武光; 山口 彰; 西 義久*; 植田 伸幸*; 木下 泉*

JNC-TN9400 2000-077, 223 Pages, 1999/05

JNC-TN9400-2000-077.pdf:6.24MB

実用化戦略調査研究PhaseIの一環として、各種炉型における崩壊熱除去性能評価、炉心・燃料体熱流動評価、および伝熱流動相関式の調査を実施している。本報告書はこれらについて平成11年度の成果をまとめたものである。崩壊熱除去性能評価については電力中央研究所との共同研究として実施し、プラント動特性解析によりナトリウム冷却炉炉壁冷却系(RVACS)の除熱性能に対する各種設計パラメータの影響を把握するとともに、除熱限界の予備評価によりその適用上限を電気出力50万$$sim$$60万kW程度と推定した。また、ガス冷却炉および重金属冷却炉(鉛、鉛-ビスマス)用の動特性解析手法の整備を行うとともに、仮想プラントを対象として予備解析を実施し、定性的な過渡特性を把握した。さらに各プラントの自然循環力比較のための無次元数を導出した。炉心・燃料体熱流動評価においては、重金属冷却炉やガス冷却炉のピン型燃料集合体、ヘリウムガス冷却炉の被覆粒子燃料体、ダクトレス炉心に対応する熱流動解析手法の整備を行った。また、予備解析として、鉛冷却炉とナトリウム冷却炉の燃料集合体内熱流力特性の比較、炭酸ガス・ヘリウムガス冷却炉の燃料体内熱流力特性の把握、およびナトリウム冷却炉における内部ダクト付燃料集合体内熱流力特性の把握を行った。伝熱流動相関式の調査では、ガス冷却炉、重金属冷却炉に対して、主に炉心・燃料体の熱流動評価の際に必要となる圧力損失相関式や熱伝達相関式を、文献をベースに調査、比較検討を実施し、信頼性と利用しやすさの観点から層流領域から乱流領域までをカバーできる相関式群を推奨した。また、同時に詳細設計への適用には信頼性が不十分と思われるものを、今後データを充足すべき課題として摘出した。

報告書

動燃技報No.107

not registered

PNC-TN1340 98-003, 126 Pages, 1998/09

PNC-TN1340-98-003.pdf:17.88MB

立坑掘削に伴う地下水挙動の観測と解析稲葉秀雄竹内真司岡崎彦哉尾形伸久三枝博光地層科学研究における地下水調査・解析技術の現況小出馨アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における火災原因の検討小山智造柴田淳広佐野雄一アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における爆発原因の検討大森栄一鈴木弘加藤良幸北谷文人小杉一正菊地直樹アスファルト固化処理施設の火災爆発事故による放射性物質の放出量並びに公衆の被ばく線量の評価須藤俊幸清水武彦アスファルト固化処理施設の火災爆発事故と修復作業青嶋厚伊波慎一小坂哲生川野辺俊夫堀越義紀上野勤高橋敏寺門茂大森健彦粒子法による3次元ナトリウム漏洩燃焼挙動解析コードの開発飯田将雄地層処分性能評価におけるシナリオ解析のための探索型アプローチの構築牧野仁史石黒勝彦梅木博之小山田潔高瀬博康PeterGRINDROD先進技術協力に基づくPNC/CEA専門家会議報告今野廣一石川真檜山敏明田中健哉運転経験に関する日欧専門家会議池田真輝典平成10年度先行基礎工学分野に関する研究成果報告会亀田昭二

報告書

動燃技報No.106

not registered

PNC-TN1340 98-002, 122 Pages, 1998/06

PNC-TN1340-98-002.pdf:18.1MB

None

報告書

平成8年度安全研究成果(成果票)-原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)-

not registered

PNC-TN1410 97-043, 167 Pages, 1997/11

PNC-TN1410-97-043.pdf:7.22MB

平成9年10月9日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの協力依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;22件、核燃料施設;17件、耐震;1件、確率論的安全評価等;5件)について平成8年度安全研究の成果票を作成した。本報告書は、国に提出した成果票を取りまとめたものである。

報告書

動燃技報No.103

not registered

PNC-TN1340 97-003, 101 Pages, 1997/09

PNC-TN1340-97-003.pdf:12.06MB

概況(平成9年度第1四半期)高速増殖炉の開発新型転換炉の開発ウラン資源・探鉱と技術開発ウラン濃縮技術の開発核燃料サイクルの開発使用済燃料の再処理放射性廃棄物の環境技術開発新技術開発(フロンティア研究)核物質管理と核不拡散対応安全管理と安全研究技術概説高速実験炉「常陽」における炉心支持板流力変位の反応度効果吉田昌宏鈴木俊宏鈴木惣十菅谷和司技術報告世界のウラン資源・需要の見直し長嶋秀雄宮田初穂石堂昭夫大気中ナトリウム漏洩流下部における鉄系材料腐食機構青砥紀身ガラス溶融炉内検査試験装置の開発小林洋昭宮本陽一アクティブ中性子法によるTRU核種測定技術開発-マトリクス補正-黒木亮一郎鈴木敏田所秀明薄井和也入之内重徳安隆己使用済燃料被覆管切断片(ハル)等の高圧縮試験(I)小嶋裕阿部隆研究報告ニアフィールド核種移行挙動の影響解析-複数の廃棄体の存在を考慮したニアフィールド核種移行解析コードの開発およびその概略的影響解析-吉田隆史牧野仁史大井貴夫フロメータ検層による花崗岩中の透水性割れ目の把握尾方伸久小出馨竹市篤史会議報告平成8年度先行基礎工学分野に関する研究成果の発表報告亀田昭二国際協力国際会議、海外派遣等活動外部発表、特許・実用新案紹介おしらせ平成10年度任期付研究員(博士研究員)の公募について

報告書

動燃技報No.101

not registered

PNC-TN1340 97-001, 154 Pages, 1997/03

PNC-TN1340-97-001.pdf:21.55MB

高速炉安全解析コードSIMMER-IIIの開発の現状と成果運転安全管理のためのリビングPSAシステムの開発確率論的高速炉燃料設計手法の開発「もんじゅ」2次主冷却系温度計の高サイクル疲労破損の解析放射能検層におけるデータ処理と高品位鉱化帯対応シンチレーション光ファイバーを用いた高感度ガスモニタの開発環境試料中241Pu測定法の開発「常陽」における遠隔監視システムの開発研究報告溶媒抽出による三価アクチニドとランタニドの分離20%冷間加工P,Ti添加SUS316ステンレス鋼の中性子照射下での組織変化挙動評価イオン注入法によるクリプトン固定化技術の開発

報告書

報告書

DEVELOPMENT OF CERAMIC LINER FOR FBR BUILDING

姫野 嘉昭; 森川 智*; 川田 耕嗣

PNC-TN9410 91-092, 11 Pages, 1991/01

PNC-TN9410-91-092.pdf:1.53MB

None

報告書

Experimental Study on Equilibrium Partition Coefficient of Volatile Fission Products between Liquid Sodium and the Gas Phase

羽賀 一男; 西沢 千父; 渡辺 智夫; 宮原 信哉; 姫野 嘉昭

PNC-TN9410 91-091, 13 Pages, 1991/01

PNC-TN9410-91-091.pdf:0.31MB

None

報告書

ANALYSIS OF LARGE LEAK SODIUM-WATER REACTION IN LARGE FBR

田辺 裕美; 浜田 広次

PNC-TN9410 91-028, 14 Pages, 1991/01

PNC-TN9410-91-028.pdf:0.36MB

None

報告書

高速炉蒸気発生器伝熱管の破損伝播解析 : 破損伝播解析コ-ドLEAPIIによる実証試験

田辺 裕美*; 三宅 収*; 大後 美道*; 佐藤 稔*

PNC-TN941 82-100, 48 Pages, 1982/04

PNC-TN941-82-100.pdf:0.81MB

ナトリウム冷却高速増殖炉の蒸気発生器でのナトリウム-水反応による伝熱管の破損伝播現象を解析するためにLEAP2コードが開発された。本報告書は蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いて実施された破損伝播試験Run―14及びRun―15の結果として得られた破損伝播の進行と,LEAP2コードの計算結果との比較により,同コードの検証計算を行なったものである。主な結果は以下の通り。1)感度解析の結果,タイム・メッシュ,ジェット分割数などの計算コード上のパラメータが計算結果(水リーク率の時間変化)に及ぼす影響を把握する事ができた。2)SWAT―3試験との比較から,本コードは常に,破損伝播の規模を実現象と比べて保守的に評価できる事が明らかとなった。

21 件中 1件目~20件目を表示