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論文

Predicted three-dimensional bubbly and liquid film flow behavior in narrow fuel channels

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 秋本 肇; 佐竹 信一*

Proceedings of International Conference on Jets, Wakes and Separated Flows (ICJWSF 2005), p.137 - 144, 2005/11

著者らは水や蒸気からなる二相流現象を実験式や構成式を極力用いないで予測する新しい二相流解析手法の開発を行っている。本手法では従来手法よりも大量の計算格子数が必要である。そこで、著者らは地球シミュレータ等のスーパーコンピュータを用いた効率的な大規模シミュレーション法開発や大規模解析データの可視化表示法開発も併せて行っている。本報では、開発中の二相流解析手法を使って予測した将来型水冷却炉の燃料集合体内を流れる気泡流及び液膜流挙動の結果を示す。燃料棒が稠密に配置された将来型炉の燃料集合体において、狭隘な燃料棒間における大規模な気泡の合体・分裂に関する挙動がはじめて詳細に明らかになった。また、スペ-サまわりの液膜挙動の詳細も明らかになり、数値計算によるスペ-サ形状の最適設計実現に対して高い可能性が得られた。

報告書

Pu Vector Sensitivity Study for a Pu Burning Fast Reactor Part II:Rod Worth Assessment and Design Optimization

Hunter

PNC-TN9410 97-057, 106 Pages, 1997/05

PNC-TN9410-97-057.pdf:2.99MB

本研究の目的は、高速炉におけるPu同位体組成比(Puベクター)変化の炉心特性に与える影響を調べ、そしてそれに対応する方策を検討し、最終的には、同一炉心において色々なPuベクターの燃料を燃焼できる最適炉心を構築することにある。本研究では、PWRでのMOX燃料照射によって得られたPuベクターを持つPu燃料を燃焼するために最適化された600MWeクラス高速炉炉心をベースとした。このレファレンスPuベクターに加えて、2つの極端なPuベクター(高フィッサイルPu:解体核Pu、劣化Pu:多重リサイクルPu)の場合について解析評価した。Puベクターの変化に対して、燃料体積比の調整(幾つかの燃料ピンを希釈ピンで置き換えたり、燃料ピン径を変更する方策)により対応できることが分かった。希釈材として、ZrHを使用した場合、炉心性能が大幅に改善されることが分かった。ただ、劣化Puにたいしては、燃料体積比を大幅に増加させることに加えて、制御棒ワースのマージンを確保するために、制御棒本数の増加が必要となることが分かった。今回の検討により、燃料ピン径の増大や制御棒本数の増加により、ラッパー管サイズを変更せずに、1つの炉心で幅広いPuベクターを持つ燃料を燃焼できる炉心概念を構築することができた。これにより、高速炉のPu燃焼における柔軟性を示すことができた。

報告書

ニアフィールド核種移行解析における数値解の安定性に関する研究, II

伊藤 武彦*; 篠崎 剛史*; 角田 弘和*

PNC-TJ1222 96-003, 82 Pages, 1996/03

PNC-TJ1222-96-003.pdf:2.63MB

ニアフィールド水理/核種移行解析には緩衝材中および緩衝材の周辺母岩中での水理/核種移行プロセスを組み合わせたモデルが用いられ、コードの開発にあたり様々な数値解析/離散化手法が使用される。従って、性質を十分に把握したうえで解析コードを用いることは、解析結果もしくは評価の信頼性の観点から重要である。本研究ではモデル/コード適用範囲と数値解等の安定性について評価体系を確立する。昨年度に引続き「Release」および「Meshnote」について複数パラメータ/複数崩壊系列を考慮した、より複雑なケースに関するベンチマーク・テストを実施した。さらに「Meshnote」固有の問題(Reservoir、MixingCellの体積、自動時間増分機能)についても検討を実施した。より複雑なケースに関しても、両コードとも、昨年度結果が適用可能であることが示された。三次元飽和/不飽和浸透流解析コード「TAGSAC」に関して内容調査および性能解析を行い、その適用範囲と安全性について検討を実施した。また実際にコードが使用されている問題を対象として、空間および時間分割の最適な組み合わせを決定する指針を作成した。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験結果を反映した燃料設計最適化

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PNC-TJ1678 95-006, 181 Pages, 1994/11

PNC-TJ1678-95-006.pdf:5.25MB

高速増殖原型炉もんじゅは、平成6年4月に初臨界を達成後、5月には初期炉心構成を完了し、炉心反応度の測定等の性能試験が実施されている。そこで、性能試験で得られたデータ及び燃料製造実績を反映した炉心及び燃料特性を評価し、今後の炉心運転計画を策定するためのデータの整備作業を実施した。(1)初装荷炉心の運転日数増加策の検討運転日数増加策の検討を行い、第一回取替燃料のうち、内側炉心燃料を最大24体まで初装荷炉心の中途で交換することにより必要な運転日数を確保できることを確認するとともに、核特性上の成立性を評価した。(2)初装荷炉心中途燃料交換した場合の第二サイクル炉心核特性評価初装荷炉心での中途燃料交換体数をパラメータとして残りの取替燃料を交換した第二サイクルでの炉心特性を評価し、その成立性を確認した。また、(1)及び(2)の結果から第一回取替燃料のPu富化度を検討評価し、内側炉心・・・16.0fiss Pu wt%外側炉心・・・21.0fiss Pu wt%を選定し、炉心特性の評価検討を行って設工認変更申請のための基礎データを作成した。(3)熱特性評価初装荷炉心の中途で燃料交換を行う場合、交換体数をパラメータとして熱特性評価を行った。その結果、一部ケースで被覆管最高温度が676$$^{circ}C$$となるものの他のケースでは673$$^{circ}C$$であり、また、燃料最高温度は2322$$^{circ}C$$であり、熱的制限値を満足することを確認した。また、従来設計からの設計進捗及び製造実績を反映した工学的安全係数を再整備し、燃料及び被覆管の最高温度への影響を検討した。従来正規分布を仮定していたものを一様分布とした場合でも、従来設計からの見直し、保守性の削減により、燃料温度で約9$$^{circ}C$$、被覆管温度で約1$$^{circ}C$$の温度上昇に留まり、熱的制限値を満足することを確認した。(4)今後の燃料取替計画見直しのための基本データの整備今後策定される第二サイクルまでの運転計画で、初装荷炉心での中途燃料交換体数等の決定に資するため、初装荷炉心での中途燃料交換後の炉心及び第二サイクル炉心の核特性基本データを整備した。

報告書

簡易法き裂解析コードCANISの開発改良

古橋 一郎*; 若井 隆純*

PNC-TN9410 94-201, 301 Pages, 1994/04

PNC-TN9410-94-201.pdf:11.35MB

FBR構造物の破壊力学的評価のため、簡易法き裂解析コード体系CANISの開発改良を行った。同体系はCANIS-G,K,Iからなる。クリープ疲労き裂進展評価コードCANIS-Gでは以下の改良を行った。1.1 平板および内面き裂付きの円筒に加え、外面き裂付きの円筒も取り扱えるようにした。1.2 円筒の軸曲げモメント荷重も取り扱えるようにした。1.3 熱過渡荷重等の変位制御型荷重を容易に取り扱えるようにした。1.4 これらを容易にするため、正味断面形状関数と応力拡大係数解のライブラリを拡張整備した。1.5 材料データライブラリを拡張整備した。PNCが取得した7鋼種の弾塑性応力ひずみ関係式、クリープひずみ式、クリープ破断式および疲労破損特性をライブラリ化した。1.6 現在から過去に向かって時間積分し、過去のき裂形状を逆算する逆方向解析機能を追加した。また新たに破壊力学パラメータ評価コードCANIS-Kとき裂発生確率評価コードCANIS-Iを開発した。CANIS-Kは以下を行う。2.1 入力されたき裂形状に対して、応力拡大係数K、J積分値、クリープJ積分値等の破壊力学パラメータ計算結果の詳細(過渡事象内の時刻歴、最大値、最小値など)を出力する。2.2 き裂進展速度、開口面積および漏洩量を計算出力する。CANIS-Iは以下を行う。3.1 き裂無し断面の時間依存の疲労損傷値およびクリープ損傷値を計算評価する。3.2 疲労き裂発生に対応した疲労損傷値の統計分布関数およびクリープき裂発生に対応したクリープ損傷値の統計分布関数を参照し、時間依存のき裂発生確率を計算評価する。これらCANIS-G、K、Iでは入力データフォーマットおよび使用サブルーチンの共通化が図られ、将来のコードの改定拡張が容易かつ統一的に行えるようにした。CANISは以下の領域で有力な計算コードであり、その利用が期待される。4.1 き裂付き構造物の余寿命評価。き裂無し構造物のき裂発生時期の予測。4.2 プラントの破壊力学的信頼性評価および最適構造設計。4.3 プラントの最適運転計画および最適補修計画の立案。4.4 各種破壊力学試験の試験条件および試験片形状の最適設計。4.5 各種破損事故のシミュレーション。き裂発生時期あるいは負荷荷重の逆算推定。本報告はCANISコードの数学力学モデル、使用マニュアルおよび解析例を

論文

穀物照射装置の開発,第3報; 照射装置の最適設計

星 龍夫

Radioisotopes, 30(10), p.545 - 550, 1981/00

100Gy~300Gyの線量範囲内における米の照射を50~100ton/hの照射処理速度で行う照射装置を設計するため、照射装置の諸元と照射処理能(照射処理速度/線源の全放射能)との関係に基づいて照射装置の最適諸元値を導き出した。主な結果は次のとおりである。(1)照射処理能は$$gamma$$線エネルギーが照射領域内に入射する効率、照射領域中に吸収される効率および穀物の最小許容線量に依存する。(2)各照射領域内で照射された穀物の線量均一度は全て同一値である。(3)線源の軸長の最適値は照射領域の軸長の0.644倍である。(4)照射処理能、線量均一度、穀物の最小線量は、それぞれ5.925$$times$$10$$^{-}$$$$^{9}$$g/h/Bq,1.57,100Gyである。

報告書

Numerical method to obtain the optimum configuration of external magnetic field coils in a tokamak device by nonlinear programming

東井 和夫; 竹田 辰興

JAERI-M 6018, 40 Pages, 1975/02

JAERI-M-6018.pdf:1.03MB

核融合研究の次段僧の大型卜カマク装置では、トロイダル・プラズマの平衡は本質的に外部制御コイルによって保持されまた空心変流器コイルが広く使われるようになるものと考えられる。このような情況において、平衡保持磁場の為の制御コイル、空心変流器の一次コイル等を含む外部磁場コイルの最適設計の為に、非線型計画法のアルゴリズムを用いた最適化法に基く方法が適用された。現実的なトカマクの制御コイルや一次コイルの設計にあたってこの方法が有効であることが確められた。この報告においては今まで得られた結果が全てまとめられていると共に最適化の手法が詳細にかつ包括的に述べられている。

報告書

大型核融合装置の空心変流器コイルおよび垂直磁場コイル配置の最適設計; 臨界プラズマ試験装置設計報告,VI

小林 朋文*; 田村 早苗; 谷 啓二

JAERI-M 5898, 84 Pages, 1974/11

JAERI-M-5898.pdf:2.43MB

大型核融合装置の空心変流器コイルおよび垂直磁場コイルの配置を決定する方法として、線形計画法およびZAkharovの方法を適用する実際的な手法を開発し、臨界プラズマ試験装置の設計に応用した。線形計画法およびZAkharovの方法を適用する具体的な計算方法について論じ、ついでこの両方法を用いて臨界プラズマ試験装置の空心変流器コイルおよび垂直磁場コイルの配置設計を行なった結果を示した。

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