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論文

Design approach for mitigation of air ingress in high temperature gas-cooled reactor

佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00495_1 - 16-00495_11, 2017/06

本報告では、高温ガス炉の減圧事故時における炉心への空気侵入に対して、受動的な抑制を可能とする原子炉構造を提案する。第1に、従来、側部反射体内に設けられた冷却材上昇流路を内部反射体に移動する。第2に上部可動反射体を流路反転を行う構造に変更する。提案する原子炉構造の有効性評価として、冷却材流路での自然対流や炉内構造物での熱伝導、熱放射等、原子炉内の重要な物理現象を考慮した熱物質収支計算を行った。その結果、在来の原子炉構造に比べて減圧事故時の空気侵入量を大幅に低減可能であることが明らかにした。

報告書

核変換実験施設の概念検討,4; 核変換物理実験施設の安全性検討

辻本 和文; 田澤 勇次郎; 大井川 宏之; 佐々 敏信; 高野 秀機

JAERI-Tech 2003-085, 158 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-085.pdf:7.79MB

加速器駆動未臨界システム(ADS)を用いた核変換技術の炉物理に関する研究開発を目的とした「核変換物理実験施設」の安全性の検討を行った。まず、実験施設の設計に反映させるために、以前に作成した「核変換物理実験施設の安全設計方針」及び重要度分類を見直し、安全設計方針の各項目に対する適合のための設計方針を検討した。この結果に基づき、陽子ビーム導入にかかわる機器・系統及び安全上重要な機器・系統について具体的な設計方針と主要設備の検討を行った。また、安全上重要な機器・系統に関する設計方針の検討結果を反映して、以前に実施した安全評価の判断基準,主要な解析条件及び予備解析結果の再評価を行った。この際に、公衆被ばく評価事象については、ICRP1990年勧告を取り入れて改訂された安全評価指針類に基づく線量評価を行った。さらに、核変換物理実験施設における設計基準外事象として、再臨界事象に伴う炉心崩壊事故を最新の知見及び計算機コードを用いて解析した。解析の結果、再臨界事象時においても原子炉建家の閉じ込め性能は十分確保される見込みであることがわかった。

論文

Present Status of Monte Carlo Seminar for Sub-criticality Safety Analysis in Japan

桜井 淳; 野尻 一郎*

JAERI-Conf 2003-019, p.855 - 857, 2003/10

本稿は日本における核燃料サイクル施設のモンテカルロ法による未臨界安全解析セミナーについてまとめたものである。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4C2システムが参加者各自の持参したノート型パソコンに瞬時にインストールされ、計算演習に利用された。計算に先立ち炉物理及びモンテカルロシミュレーションの基礎理論の講義が行われた。このセミナーでは、JCO沈殿槽,JNCウラン溶液貯蔵施設,JNCプルトニウム溶液貯蔵施設,JAERI TCA炉心の実効中性子増倍率及び中性子スペクトルの計算を行った。臨界事故を防止するため、核燃料サイクル施設の安全管理の考え方も示した。

報告書

第5回低減速スペクトル炉に関する研究会報告書; 2002年3月8日,東海研究所,東海村

中野 佳洋; 石川 信行; 中塚 亨; 岩村 公道

JAERI-Conf 2002-012, 219 Pages, 2002/12

JAERI-Conf-2002-012.pdf:17.4MB

日本原子力研究所(原研)では、革新的原子炉として低減速スペクトル炉の研究を進めており、最新の研究成果を報告するとともに、所内関連部門の研究者及び大学,研究機関,電力会社,原子力メーカー等の所外研究者との情報交換を行い、研究の効率的推進に資する事を目的として、「低減速スペクトル炉に関する研究会」を平成9年度より毎年開催している。第5回となる平成13年度は、日本原子力学会北関東支部との共催で、平成14年3月8日に開催し、95名の参加者があった。まず原研における低減速スペクトル炉研究開発の現状として、「低減速スペクトル炉の研究開発の現状と展望」,「低減速炉心の設計研究」,「MOX燃料の安全解析」,「稠密炉心の限界熱流束実験」の4件の発表があった。続いて革新的原子炉を巡る内外の動向として、「革新的中小型炉検討の意義について」,「第4世代を中心とする革新炉技術開発戦略」,「実用化戦略調査研究フェーズ2の状況」の3件の発表があった。本報告書では、講演論文,講演に対する質疑応答の概要を掲載するとともに、付録として研究会当日に発表者が使用したOHP資料及び研究会プログラム,参加者名簿を掲載した。

報告書

米国SNSの安全概念の調査

小林 薫*; 神永 雅紀; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 麻生 智一; 日野 竜太郎

JAERI-Review 2002-010, 52 Pages, 2002/05

JAERI-Review-2002-010.pdf:3.38MB

大強度陽子加速器計画において、物質・生命科学実験施設の安全概念を構築するときの参考とするため、Oak Ridge国立研究所で設計/建設が進められているSpallation Neutron Source (SNS)の安全確保の考え方について調査を実施した。SNSは非原子炉原子力施設に分類され、システム構成や機器の安全機能は米国エネルギー省の法令により放射線安全上の規制を受ける。SNSの放射線安全では、DOE Order 420.1 (施設安全)とDOE Order 5480.23 (安全解析報告書)を遵守する必要がある。本報告では、これらの規制の概要をまとめるとともに、これら規制を理解するうえで重要な概念である「放射性物質の量によって施設を分類する指標(ハザードカテゴリー)」と「地震等の自然現象災害に対して機器等に求める安全対策の指標(Performance Category)」を概説した。加えて、SNSの予備的安全解析報告書を参考にして、放射線安全の基本的な項目であるハザードカテゴリー,主要機器等の安全上の要求条件と機能等についてまとめた。

報告書

水銀流動基礎実験,3; 異常時模擬試験計画

神永 雅紀; 木下 秀孝; 羽賀 勝洋; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2002-002, 22 Pages, 2002/02

JAERI-Tech-2002-002.pdf:5.37MB

中性子散乱施設では、大強度陽子加速器から1MWのパルス状陽子ビームを水銀ターゲットに入射させ、核破砕反応により発生した大強度の中性子を物質・生命科学等の先端分野の研究に利用する予定である。核破砕水銀ターゲットシステム設計では、安全性を確保しつつ中性子収率等の性能向上を図っている。安全性に関しては、水銀ターゲットシステムが水銀を使用し、かつ、核破砕生成物を内包することから水銀循環の過渡挙動を把握し、異常を早期に検出して安全に収束させるための検出手法や安全保護系の概念構築が急務となっており、これまでRELAP5を用いた解析評価を進めてきた。本報は、これら解析評価結果に基づき、解析結果の検証を目的として計画した水銀流動基礎実験装置による異常時模擬試験に関し、試験用に改造した装置の概要及び試験計画についてまとめたものである。

論文

Lessons learned from the ITER safety approach for future fusion facilities

Gordon, C.*; Bartels, H.-W.*; 本多 琢郎; Iseli, M.*; Raeder, J.*; Topilski, L.*; Moshonas, K.*; Taylor, N.*

Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.397 - 403, 2001/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.58

ITERの安全性は、概念設計活動フェーズ以来、設計を統合する作業の一部と位置づけられてきた。このプロジェクトで定めた通常/異常/事故時の放出基準を満たすために、安全設計の考え方とそれを設計に反映させるため安全設計要求が定められた。これらの妥当性を確認するために、現在安全解析作業が各ホームチームと協力して進行中である。その安全性評価は、核融合が固有に有する安全性を考慮して実施される。最終的に、ITERに用いられる安全性の考え方(アプローチ)と、安全解析の結果及びその評価は、GenericSiteSafetyReport(GSSR)と称する安全性報告書にまとめられる予定である。これらは、核融合の安全性の優位性を示すと同時に、将来の核融合炉の良い先例となるであろう。そして、ITERのホスト国の安全審査においても、ITERの考え方と評価が最小限の修正をもって受け入れられることが期待される。

報告書

高速増殖炉もんじゅ建設地点における気象調査報告書(平成10年度)

not registered

JNC-TN4420 2000-009, 11 Pages, 2000/06

JNC-TN4420-2000-009.pdf:0.84MB

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(以下「気象指針」)に基づき、高速増殖炉もんじゅ建設所(福井県敦賀市白木地区)における気象観測を実施した。「気象指針」は、発電用原子炉施設の平常運転時及び想定事故(重大事故及び仮想事故)時における線量当量評価に際し、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散の解析方法を定めたものであり、昭和57年1月28日付の原子力安全委員会決定(平成元年3月27日及び平成6年4月21日に一部改定)によるものである。なお、白木地区における気象観測は、昭和51年11月より継続して実施している。

報告書

SIMMER-III による高密度比気液二相プールの流動解析

鈴木 徹; 飛田 吉春

JNC-TN9400 2000-019, 35 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-019.pdf:1.79MB

レーザー共鳴イオン化分光法は、近年、超高感度の微量元素分析や効率的な同位体分離などの先端技術として脚光を浴びており、レーザー性能の向上と相まって、さらに広範な工学応用への展開が見込まれている。本研究は、このレーザー共鳴イオン化分光と質量分析計からなるRIMS(Resonance Ionization Mass Spectrometry)を活用し、従来のXe,KrなどのFPガスモニタリングによる破損燃料検出及び位置決め法(Failed Fuel Detection and Location:FFDL)の高精度化及び高性能化とともに、技術革新の可能性を検討するものである。平成8年度から11年度に渡って、核燃料サイクル機構先行基礎工学分野における協力研究の下で、東京大学工学系研究科原子力工学研究施設に設置された高速中性子科学研究設備(共同利用設備)のレーザー共鳴イオン化質量分析システムを用い、Xe,Krの検出限界やS/N比などの基本性能を明らかにする基礎実験と理論的評価とともに、高速実験炉「常陽」のカバーガス分析を対象とする実証試験を行った。その結果、本研究で提案するRIMS-FFDL法は、従来のFFDL法と比較して、感度、S/N比、迅速検出性の基本的な要求性能を同時に満たすことができ、さらに「もんじゅ」で使われるタグガス法と組み合わせると、オンラインで簡便にFPガス同位体比分析が行える画期的なFFDLシステムの構築が可能との結論が得られた。

報告書

RELAP5コードによる水銀流動基礎実験装置の過渡解析,3; 水銀物性値を用いた過渡解析

木下 秀孝; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2000-007, p.21 - 0, 2000/02

JAERI-Tech-2000-007.pdf:1.61MB

核破砕ターゲットシステムにおける、水銀流動システム異常時の過渡挙動把握のため、水銀流動基礎実験装置の異常事象を想定した過渡解析を、水銀物性値を組み込んだRELAP5コードを用いて行った。実験での圧力データをもとに解析モデルを修正し、定常状態での圧力分布を再現できるようにして、強制流動喪失と冷却材流出を模擬した過渡解析を行った。強制流動喪失時には、機械式ポンプと電磁式ポンプの場合について検討したが、水銀の場合には、流動している水銀の慣性力が水に比べ大きく、ポンプの慣性力の違いによるポンプ停止後の流量低下特性に有意な差はないことを明らかにした。また、小口径破損による冷却材流出時には、急激な圧力変動が起きにくいことが明らかとなり、微小な圧力変動をもとにシステムの異常を検出する必要があることがわかった。

報告書

平成10年度安全研究成果(調査票)-放射性廃棄物安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)

not registered

JNC-TN1400 99-019, 117 Pages, 1999/10

JNC-TN1400-99-019.pdf:5.25MB

平成11年9月14日の科学技術庁原子力安全局放射性廃棄物規制室からの協力依頼に基づき、放射性廃棄物安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に登録される研究課題(20件)について平成10年度安全研究の調査票(平成8年度$$sim$$平成l0年度の成果)を作成した。本報告書は、国に提出した調査票を取りまとめたものである。

報告書

改良TRAC-BF1コードによる真空容器内冷却材侵入事象の解析

安島 俊夫*; 栗原 良一; 関 泰

JAERI-Data/Code 99-040, 84 Pages, 1999/08

JAERI-Data-Code-99-040.pdf:2.75MB

核融合炉における真空容器内冷却材侵入事象(ICE)解析のための原子炉過渡解析コード(TRAC-BF1)の改良及び整備を行った。前報で報告した改良TRAC-BF1コードをベースに、VESSELコンポーネントの平面部構造材モデルに複数のメッシュ分割とメッシュ毎の材質指定を可能とすることで、メッシュ分割の一部に内部発熱を考慮できるようにした。また、真空に近い低圧条件で解析できるように、TRAC-BF1コードにおける蒸気表の適用範囲等を調査し、コードの改良を試みた。本報告書は、これらTRAC-BF1コードの追加改良項目の概要、ICE実験データを用いた評価結果、及び核融合炉実機データを用いた評価結果についてまとめたものである。

報告書

SIMMER-III Analytic Equation-of-State Model

守田 幸路; 飛田 吉春; 近藤 悟; E.A.Fischer*

JNC-TN9400 2000-005, 57 Pages, 1999/05

JNC-TN9400-2000-005.pdf:2.92MB

高速炉安全解析コードSIMMER-IIIで使用する解析的状態方程式(EOS)モデルを開発した。汎用的な熱力学的関数式を使用した本モデルは、計算効率を犠牲にすることなく、幅広い温度および圧力領域での炉心物質の熱力学的特性を充分な精度で記述し、基本的な熱力学的関係を満足するように設計されている。本報告書では、このEOSモデルと結合した圧力反復計算の流体力学アルゴリズムについても記述した。二酸化ウラン、混合酸化物燃料、ステンレス鋼およびナトリウムの臨界点までのEOSデータについては、最新でかつ最も信頼できるデータに基づき、基本的な熱力学的関係を用いて求めた。EOSデータの熟力学的整合性と精度についても既存データと比較することで議論した。

報告書

SIMMER-III Analytic Thermophysical Property Model

守田 幸路; 飛田 吉春; 近藤 悟; E.A.Fischer*

JNC-TN9400 2000-004, 38 Pages, 1999/05

JNC-TN9400-2000-004.pdf:1.11MB

高速炉安全解析コードSIMMER-IIIに使用する解析的熱物性モデルを開発した。一般的な関数型を使用した本モデルは、広範囲の温度領域で炉心物質の熱物性の挙動、特に、臨界点近傍での熱伝導率と粘性を正しく表すように設計されている。二酸化ウラン、混合酸化物燃料、ステンレス鋼およびナトリウムについて、最新でかつ最も信頼できるデータを用いて提案した関数のパラメーターを決定した。本モデルは、SIMMER-IIIコードの炉心物質の熱力学的特性と状態方程式に関するモデルと整合性をもって設計されている。

報告書

中濃縮ウラン燃料6体装荷のJMTR混合炉心の安全解析

田畑 俊夫; 小向 文作; 長尾 美春; 島川 聡司; 小池 須美男; 武田 卓士; 藤木 和男

JAERI-Tech 99-021, 68 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-021.pdf:2.6MB

JMTRでは1994年の第111サイクルから、1炉心あたり濃縮度約20%のLEU燃料(標準燃料要素20体、燃料フォロワ5体)と濃縮度45%のMEU燃料(標準燃料要素2体)を装荷した混合炉心で運転を行っている。保有する未使用のMEU燃料の有効利用と早期使用を促進するため、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を増加させる検討を行った。その結果、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を現在の2体から6体に増量することにより、炉心の核特性を大幅に変更することなく、かつ、MEU燃料の有効利用を進めることが可能であることがわかった。これに基づき、MEU燃料を6体装荷した炉心の安全解析を行い、現行の設置許可に述べられた安全性に関する設計方針及び安全評価の判断基準を満たすことを確認した。

報告書

RELAP5コードによる水銀流動基礎実験装置の過渡解析,2; 水銀物性値の整備と試解析

木下 秀孝; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 99-017, 34 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-017.pdf:1.32MB

原研の中性子科学研究計画を推進するため、5MW核破砕ターゲットシステムの概念設計を実用的な中性子性能と安全性の確保の観点から進めている。安全性に関しては、ターゲットシステムの安全解析で異常時の過渡挙動を把握することが重要であり、軽水炉で実績のあるRELAP5コードを用いて、水銀ターゲットシステムの解析を行うこととした。本報告では、水銀ターゲットシステムの解析を行えるように、水に対して開発されたRELAP5への水銀物性値の組み込みと試解析の結果について述べる。解析は水銀流動基礎実験装置を単純モデル化して定常状態を模擬した外乱なしの状態で行い、正常に解析できることを確認した。

報告書

RELAP5コードによる水銀流動基礎実験装置の過渡解析,1; モデル化と予備解析

木下 秀孝; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 98-061, 55 Pages, 1999/01

JAERI-Tech-98-061.pdf:2.5MB

原研の中性子科学研究計画を推進するために、5MW核破砕ターゲットの設計を実用的な中性子性能と安全性の確保の観点から進めている。とくに安全性に関しては、ターゲットシステムの安全性の向上を目指してRELAP5を導入した。第1段階として、ポンプトリップや配管破断のような異常事象時におけるターゲットシステムの過渡挙動を、RELAP5にもともと組み込まれている水物性値を用いて解析を行った。ポンプトリップ時には、加熱部の急激な温度と圧力の上昇を防止するうえで、慣性力の大きいポンプが有効であること、また配管破断時には、破断孔径が1mmの場合には圧力降下や流出も緩やかであるが、完全破断の際には大きな圧力変動に伴い数秒で流出することが示された。これらの解析結果を基に、確証実験用のループ改造と、コードへの水銀物性値組み込みに着手した。

論文

Verification of J-TRAC code with 3D neutron kinetics model SKETCH-N for PWR rod ejection analysis

Zimin, V. G.; 浅香 英明; 安濃田 良成; 榎本 雅己*

9th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9) (CD-ROM), p.16 - 0, 1999/00

MOX燃料や高燃焼度燃料の導入に伴い、高精度な原子炉安全解析の必要性が高まっている。特に、BWR安定性や反応度事故時の燃料温度挙動を定量的に評価するための高性能な核熱水力解析コードの開発が求められている。このような要請に応えるために、3次元核熱水力解析コードTRAC/SKETCH(PWR版)を開発した。TRAC/SKETCHは、3次元熱水力解析コードTRAC-PF1(J-TRAC)と3次元動特性解析コードSKETCH-Nを並列計算用ソフトウェアPVM(Parallel Virtual Machine)で結合したものである。TRACK/SKETCHコードの性能評価を目的として、国際標準問題(OECD/NEACRPPWR)の解析を行った。この標準問題は、PWRの制御棒引抜事故で、3次元炉心の核熱水力数値計算を目的としたものである。解析では粗メッシュモデルを用いたが、解析結果は、参照値(PANTHERコードの解析結果)と良く一致した。これは、TRAC/SKETCHコードの高い予備精度による結果である。

論文

Development of rock-like fuels for plutonium annihilation of plutonium in LWRs

山下 利之; 秋江 拓志; 二谷 訓子; 中野 佳洋; 中村 武彦; 白鳥 徹雄; 鈴木 康文

Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL '99) (CD-ROM), p.8 - 0, 1999/00

軽水炉で余剰プルトニウムを消滅させるための岩石型燃料(ROX)の研究を展開した。ROX-LWRシステムは、核拡散抵抗性、環境安全性及びプルトニウム消滅率の観点から優れた特性を有する。不活性マトリックス及び燃料照射の研究から、最も有望な岩石型燃料として、プルトニウムと若干の添加物を加えた安定化ジルコニア粒子をスピネルマトリックス中に均質分散された粒子分散型燃料を開発した。また、炉心安全解析から、岩石型燃料装荷PWRは反応度事故や冷却水喪失事故条件下でも現行UO$$_{2}$$燃料装荷PWRと同等の安全性を有することが明らかになった。岩石型燃料のプルトニウム消滅量はMOX燃料と比べ約2倍大きいことがわかった。

報告書

Study on thermal-hydraulics during a PWR reflood phase

井口 正

JAERI-Research 98-054, 216 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-054.pdf:7.94MB

PWR大破断冷却水喪失事故時の再冠水期における炉心内の熱水力挙動は、流路が管群であることや水流速が極めて小さく停滞水条件に近いことなどのために、従来広い研究対象とされてきた2相流挙動と異質な面がある。このため、上記の熱水力挙動を構成する素現象のうちには、原子炉安全評価の観点から重要であるにもかかわらず、現象の理解が不十分で、かつ予測精度が充分ではないかまたは適切な予測モデルがないものがあり、事故時の状況を高精度に予測するのに対し障害となっている。そこで、著者は定量的予測を達成する上で重要な素現象として、管群流路内のボイド率、再冠水現象に及ぼす炉心水平出力分布の影響、再冠水現象に及ぼす非常用炉心冷却水の複合注入の影響、複合注入型PWRの再冠水挙動に見られる炉心内循環流及び炉心2領域化現象を抽出し、これらの現象の解明と計算モデルの構築を行った。最終的には、代表的なPWR形式であるコールドレグ注入型PWR及び複合注入型PWRにおける再冠水挙動を充分な精度で予測する手法を確立した。以上の成果を原研で開発された再冠水現象解析コードREFLAに取り込み、予測精度の向上と適用性の拡大を実現した。

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