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論文

Development of a fast reactor and related thermal hydraulics studies in Japan

大島 宏之; 上出 英樹

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.2095 - 2107, 2019/08

日本ではシビアアクシデント(CDA)対策を重要な視点としてナトリウム冷却高速炉の開発を行ってきた。安全性強化とCDA対策に関連した研究の近年の進捗として、外部事象の一つである火山噴火のPRA, CDA時の崩壊熱除去に関する模擬試験、CDA時の溶融炉心燃料の挙動を評価する上で重要な、ナトリウムプール中の溶融燃料の分散特性にかかる基礎試験などを実施してきた。本論文では、これらの成果について述べる。

論文

ナトリウム冷却高速炉の崩壊熱除去システム運用時の炉内熱流動解析評価手法整備; ナトリウム試験装置PLANDTL-2の模擬炉容器内熱流動予備解析

田中 正暁; 小野 綾子; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹; 三宅 康洋*

日本機械学会関東支部茨城講演会2018講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2018/08

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から極めて有効な方策である自然循環崩壊熱除去時において、事故時を含むあらゆる条件下で原子炉容器内の熱流動場を予測できる解析評価手法の構築が重要となっている。そこで、浸漬型炉内直接冷却器を有する炉上部プレナム部と炉心部からなるナトリウム試験装置(PLANDTL-2)を対象に、試験解析に向けた準備として、適切な冷却器モデルの構築に着目して予備解析を実施した結果について報告する。

論文

高速炉自然循環崩壊熱除去時炉心内熱流動現象に対するプラント動特性解析コードの適用性に関する研究

浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 鍋島 邦彦; 小野 綾子; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00431_1 - 16-00431_11, 2017/04

日本原子力研究開発機構では、ナトリウム冷却高速炉の設計及び安全評価用の解析手法の1つとしてプラント動特性解析コードSuper-COPDを開発している。本研究では、自然循環時の炉心内ナトリウム温度分布の予測精度を向上させるため、燃料集合体内摩擦損失係数導出方法の見直しを行った。本解析コードの妥当性確認の一環として、ナトリウム試験装置PLANDTLを用いた自然循環崩壊熱除去運転模擬試験の解析を実施したところ、炉心内ナトリウム温度分布の解析結果は試験結果とよく一致した。これにより、本解析コードが自然循環時の主要な炉心内熱流動現象である燃料集合体内/間の流量再配分、集合体間熱移行を適切に再現できることを示した。

論文

Design study on measures to prevent loss of decay heat removal in a next generation sodium-cooled fast reactor

近澤 佳隆; 久保 重信; 島川 佳郎*; 金子 文彰*; 庄司 崇*; 中田 崇平*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

次世代ナトリウム冷却高速炉において第4世代原子炉に求められる安全要求を満たす除熱系喪失対策の検討を行った。設計基準の完全自然循環の崩壊熱除去系3系統に加え、独立した代替冷却設備の具体化を行った。

論文

Development of core hot spot evaluation method of a loop type fast reactor equipped with natural circulation decay heat removal system

堂田 哲広; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11

日本の先進高速炉の設計では自然循環による崩壊熱除去系が採用されている。燃料ピンの健全性評価のため、自然循環崩壊熱除去時における炉心最高温度評価手法を開発した。本手法では、自然循環時の特徴的な熱流動現象を考慮できるプラント動特性モデルを用いて安全解析を実施するとともに、不確かさを統計的に定量化して炉心最高温度を評価する。本評価手法とナトリウム冷却高速炉の外部電源喪失事象へ適用した結果について報告する。

論文

Benchmark analysis of EBR-II shutdown heat removal test-17 using of plant dynamics analysis code and subchannel analysis code

堂田 哲広; 大平 博昭; 上出 英樹

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1618 - 1625, 2016/04

ナトリウム冷却高速炉では、冷却材の沸点と伝熱性能が高いことから原子炉出入口温度差を大きく取れる特徴を活かし、崩壊熱の最終ヒートシンクを空気とした自然循環による崩壊熱除去系の採用が指向されている。本研究では、自然循環時の炉心最高温度評価に必要な評価手法の妥当性確認の一環として、米国EBR-II炉の自然循環試験の解析を行い、実験データとの比較を行い、自然循環崩壊熱除熱時のプラント全体挙動及び燃料集合体内冷却材最高温度を十分な精度で予測できることを確認した。

論文

Research and development on passive cooling system

高田 昌二

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.185 - 195, 2004/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:56.28(Nuclear Science & Technology)

MHTGRの崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの高温のガスやスタンドパイプによる構造物温度及び除熱特性への影響を評価するために実験を行った。数値解析コードTHANPACST2の数値解析結果と実験結果とを比較して、圧力容器上部に設置したスタンドパイプの三次元構造をポーラスボディセルにより模擬した数値解析手法及びモデルの検証を行った。実験の結果、スタンドパイプの設置による放射伝熱の減少,高温のヘリウムガスにより過熱される上鏡部における放熱面積の減少によって圧力容器上鏡で温度が上昇することがわかった。数値解析結果は、上鏡頂部で高さとともに上昇する温度分布を適切に評価した。

報告書

重金属冷却炉の崩壊熱除去特性解析 - 鉛、鉛-ビスマス、ナトリウム冷却炉の比較評価 -

堺 公明; 岩崎 隆*; 大島 宏之; 山口 彰

JNC-TN9400 2000-033, 94 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-033.pdf:4.36MB

サイクル機構では、高速増殖炉の実用化戦略調査研究として、多様な冷却材を対象とした幅広い実用化像に関する設計研究を進めている。その一環として、本研究では、鉛及び鉛-ビスマス合金を冷却材とする重金属冷却炉を対象として、重要な熱流動評価項目である崩壊熱除去特性について、ナトリウム冷却炉と比較し、冷却材の相違に基づく崩壊熱除去特性を比較整理することを目的としている。鉛及び鉛-ビスマスの重金属冷却材は、空気及び水と化学的に不活性であることから、経済性に優れた2次系削除のプラント概念が多く提案されている。本解析では、2次系削除プラントを等価的な比較対象プラントとして設定し、ナトリウム、鉛及び鉛-ビスマス冷却材についてSuper-COPDコードによる崩壊熱除去特性解析を実施し、それらのプラント動特性の相違について比較した。また、鉛冷却大型ループ型炉として最適化された設計概念を対象として、崩壊熱除去特性解析を実施した。その結果、一般的な特性として、重金属冷却材は伝熱面の酸化膜形成及び腐食等による伝熱への影響について今後確認が必要であるものの、崩壊熱除去特性に関しては、重金属冷却材は冷却性に優れたナトリウムと同等な除熱能力を有し、特に、受動的崩壊熱除去特性である自然循環特性に優れた能力を有することが明らかになった。

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。

論文

Experimental and numerical studies on performance of passive decay heat removal by a water cooling panel from a high-temperature gas-cooled reactor

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(5), p.413 - 423, 1999/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.6(Nuclear Science & Technology)

上鏡部に三次元形状でスタンドパイプが林立する圧力容器を有する高温ガス炉の水冷形冷却パネルによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度を実験により調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプを有し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と、空気を充填した炉室と圧力容器を囲む冷却パネルで構成する。軸対称解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法と新たに提案した三次元形状を有するスタンドパイプをポーラスボディセルで模擬した軸対称モデルを検証した。圧力容器最高温度430$$^{circ}$$C、ヘリウムガス圧力0.47MPa条件で、数値解析は、最高温度が現れる圧力容器頂部温度を実験結果に対し-25、+70$$^{circ}$$Cの差異で、また、冷却パネル除熱量を実験値に対し、-4.1%の差異で比較的よく評価した。

論文

高温ガス炉の空冷パネルを用いる受動的熱除去特性

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

日本機械学会論文集,B, 65(633), p.248 - 254, 1999/05

高温ガス炉の空冷形冷却パネルによる受動的熱除去特性と構造物温度分布を実験により調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプを有し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100kWヒータ内蔵の直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。軸対象解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法と解析モデルの妥当性を検証した。圧力容器最高温度514$$^{circ}$$C、ヘリウムガス圧力0.64MPa条件で、数値解析は、圧力容器温度を実験結果に対し-10$$^{circ}$$C、+50$$^{circ}$$Cの差異で比較的よく表すとともに、冷却パネル除熱量を実験値に対し-15.4%の差異で比較的よく評価した。

報告書

Development of Phased Mission Analysis Program with Monte Carlo Method - Improvement of the variance reduction technique with biasing towards top event -

Yang Jin An*; 三原 隆嗣

JNC-TN9400 99-013, 89 Pages, 1998/12

JNC-TN9400-99-013.pdf:2.0MB

成功基準が時間と共に変化するシステムの信頼度をより現実的に評価することを目的として、使命時間を複数のフェイズに分割して評価を行うフェイズドミッション解析コード:PHAMMONの開発を行っている。大規模なシステムモデルにも適用可能とするためモンテカルロ法を採用しており、既に強制遷移法と故障バイアス法という2種類の分散低減法を取り入れている。しかしながら、評価対象によってはこれらの方法のみでは分散低減の度合が不十分な場合もあり、本研究ではさらなる改良を目的として、頂上事象成立バイアス法を適用した計算アルゴリズムの改良を行った。頂上事象成立バイアス法では、任意のシステム状態から各々のカットセット成立状態までの遷移の起こりやすさを指標化した「遷移距離」を計算し、機器の運転成功から故障状態への状態遷移のサンプリングを「遷移距離」の最も短いカットセット成立に向けてバイアス(偏向)させることにより、カットセットが成立する有効ヒストリーをより効率的に発生させようとするものである。上述の頂上事象成立バイアス法をPHAMMONコードに導入し、大型高速増殖炉モデルプラントの崩壊熱除去系を評価例として適用計算を実施した。その結果、本方法はモンテカルロ法による出力結果の分散をさらに低減する上で有効であるとの結論を得た。

論文

Study on cooling performance of air-cooling panel system for HTGR

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Transactions of the American Nuclear Society, 79, p.160 - 161, 1998/00

高温ガス炉の空冷形冷却パネルシステムによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度分布を実験で調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプ、模擬炉心として出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。システム設計・評価で高い信頼性が要求される過熱ガスの自然対流による圧力容器温度への影響評価のために6分割ヒータの最下段のみ点火した条件と、圧力容器最高温度を514$$^{circ}$$Cまで高めた事故時温度条件の実験結果に、解析コードTHANPACST2を適用し解析手法とモデルの妥当性を検証した。数値解析は、スタンドパイプにより除熱が抑制され、高温のガスの自然対流により過熱される圧力容器頂部の温度を、実験値に対し0~+50$$^{circ}$$Cの差異で比較的よく表し実験値を高く評価する保守性を有した。システム除熱量は、実験値に対し-5.9~-18%の差異で比較的よく表し実験値を低く評価する保守性を有した。

論文

Benchmark problem for International Atomic Energy Agency (IAEA) Coordinated Research Program (CRP) on Gas-Cooled Reactor (GCR) afterheat removal

高田 昌二; 椎名 保顕; 稲垣 嘉之; 菱田 誠*; 数土 幸夫

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 1, p.323 - 332, 1997/00

IAEAの「事故時におけるGCR崩壊熱除去」に関するCRPでは、原研の冷却パネル特性試験装置により取得された7条件の実験データが、高温ガス炉用冷却パネルシステムの冷却性能及び温度分布の設計・評価用コードを検証するためにベンチマーク問題として選択された。試験装置は崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒータを内蔵する直径1m、高さ3mの圧力容器と圧力容器を取り囲む冷却パネルと大気圧の空気を充填した炉室により構成する。数値解析コードTHAN-PACST2の解析手法を解析モデルの妥当性を検証するために二つのベンチマーク問題を解析した。水冷形冷却パネルシステムの圧力容器内ヘリウムガス圧力0.73MPa、圧力容器温度が210$$^{circ}$$Cの条件では、圧力容器温度は実験値に比べ最高-14%、+27%の誤差で評価された。冷却パネル除熱量については実験値に比べ-11.4%低く、放射伝熱量は全入熱量の74.4%であった。

論文

高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの設計・評価手法に関する研究

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

日本機械学会論文集,B, 62(600), p.3109 - 3117, 1996/00

高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムを模擬した実験装置により、各構造物の温度分布とシステムの除熱特性を調べた。実験装置は炉心の崩壊熱を模擬する直径1m、高さ3mの圧力容器と圧力容器を取り囲む冷却パネルから構成される。解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法及びモデルの検証を行った。圧力容器内に0.73MPaのヘリウムガスを充填し圧力容器の最高温度が210$$^{circ}$$Cとなる条件で、圧力容器温度の解析結果は実験結果に対して-29~+39$$^{circ}$$Cの誤差で評価した。冷却パネル除熱量の解析結果は実験結果に対して11.4%低く、放射伝熱の割合は全除熱量の74.4%を占めた。解析結果から、圧力容器を支持するスカート型サポートの上下端に設けた流路を流れる自然対流が圧力容器下鏡を有効に冷却することがわかった。

論文

Cooling peformance of a water-cooling panel system for modular high-temperature gas-cooled reactors

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.477 - 478, 1995/00

モジュラー型高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷型冷却パネルシステムにおける構造物の温度分布及び除熱特性をシステムを模擬した実験装置により調べた。実験装置は径1m高さ3mの圧力容器に内蔵した最高出力100kWのヒータと圧力容器を囲むように設置した冷却パネルと大気雰囲気の炉室により構成される。本実験で得られた圧力容器内ヘリウムガス0.73MPa、窒素ガス1.1MPa充填の2条件に数値解析コードTHANPACST2を適用し、実験結果との比較からコードの検証を行った。圧力容器温度が最高420$$^{circ}$$Cとなる窒素ガス条件での圧力容器表面温度の解析結果は、実験値に対して最大-72$$^{circ}$$C、+128$$^{circ}$$Cの差であった。冷却パネル除熱量の解析結果は、ヒータ出力の実験値に対して-16.4%の精度で予測が可能であった。炉室内空気の自然対流による除熱量が15~30%と冷却パネル全除熱量に対する割合が小さいにも関わらず、圧力容器温度が炉室内空気の自然対流に大きく影響を受ける。

報告書

AQUAコードによるCCTL-CFR試験解析

三宅 康洋*

PNC-TN9440 94-021, 84 Pages, 1994/09

PNC-TN9440-94-021.pdf:2.11MB

自然循環崩壊熱除去条件での複数集合体内の熱流動現象を多次元熱流動解析コードを用いて解析する際のモデル化手法及び集合体間の熱移行がある条件での集合体内温度分布の予測手法の確率を図ることを目的として,集合体間熱移行に関するCCTL-CFR試験について,AQUAコードを用いた解析を行なった。解析の内容は以下の3点である。1.CFR試験解析。 .横方向の熱の流れに関するパラメーター解析。 3.軸方向流動抵抗分布,パーミアビリティー分布の効果の検討。 試験解析の結果,解析結果は実験結果と非常によく一致した。解析結果の傾向としては,被冷却の条件では,実機の3%$$sim$$10%レベルの流速条件の範囲で集合体の温度分布が実験と非常によく一致している。また,被加熱の条件では,加熱されている壁近傍の流体温度を相対的に低く評価する傾向にある。 試験解析及びパラメーター解析の結果から,今後,AQUAコードによる集合体内熱流解析手法として,以下を用いることが有効といえる。 (1)メッシュ分割-スタガードハーフピンメッシュ分割(2)軸方向の流動抵抗,PERMEABILIRY-内部サブチャンネルと周辺及びコーナーサブチャンネルに分類して入力する。 (3)径方向流動抵抗及びPERMEAVILITY-感度は小さく,PERMEAVILIRYについてはメッシュ分割内の流路に対応したものを用い,流動抵抗については用いないものとする。

報告書

加圧水型原子力発電所における原子炉停止時の崩壊熱除去機能喪失事例の収集・分析; 米国原子力規制委員会発行の規制関連文書と最近の事例

渡邉 憲夫

JAERI-M 94-076, 97 Pages, 1994/06

JAERI-M-94-076.pdf:3.73MB

本報告書では、PWRにおける原子炉停止時の崩壊熱除去機能喪失事象に関し、米国原子力規制委員会が発行した規制関連文書を収集・整理し、その内容を紹介する。また、米国の設置者事象報告書を基に、1990年下半期から1992年末までの間に発生した崩壊熱除去機能喪失事例とその可能性のあった事例を同定し、各事例について、事象の概要、原因、対策等をまとめると共に、事象の直接原因別及び根本原因別に事例を分類した結果について記述する。1980年以降、当該事象に関して15件の規制関連文書が発行されているが、その多くは、水抜き状態下での余熱除去系の運転手順、保守作業の手順や管理、水位計装に係わる問題を指摘していることが判明した。また、最近の事例を調べた結果、直接原因は、原子炉水位の下げすぎや一次冷却材の流出による空気巻き込みが主要因であり、根本原因は、手順書の不備や運転員/作業員の過誤等の人的要因によることが明らかとなった。

報告書

Prospects for FBR commercial plants

not registered

PNC-TN1100 93-008, 26 Pages, 1992/12

PNC-TN1100-93-008.pdf:0.81MB

None

論文

Analysis of operating experience involving loss of decay heat removal during reactor shutdown in pressurized water reactors

渡邉 憲夫; 平野 雅司

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1212 - 1223, 1992/12

1976年から1990年の間に、米国のPWRで発生した原子炉停止時の崩壊熱除去(DHR)機能喪失事象197件に関して、事例の分析を行った。このうち、約3分の1(63件)は原子炉の水抜き状態下で発生しており、その多くは、原子炉水位の下げすぎ、一次冷却材の流出、ポンプ流量の増加等によるDHRポンプの空気巻き込みが原因となっている。DHR機能の喪失が長時間にわたり、一次冷却材の沸騰が起こった事象もある。また、本報では、水抜き状態時の12事例について、実際の事象から得られたデータに基づいて、一次冷却材の温度上昇率と沸騰が起こるまでの時間を評価した。4件の沸騰事例については、DHR機能が喪失している間に冷却材の沸騰が起こったことを確認した。また、原子炉停止後長期間たって(例えば、停止後30日)DHR機能が喪失した場合でも、1時間以内に冷却材沸騰が起こることを示した。

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