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報告書

高速炉用統合炉定数ADJ2017の作成

横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*

JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MB
JAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MB
JAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB

高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。

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。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム

國富 一彦; 片西 昌司; 塩沢 周策

日本原子力学会誌, 43(11), p.1085 - 1099, 2001/11

高温ガス炉は、高温の熱が取り出せる、固有の安全性が高い、多様な燃料サイクルに対応可能等の既存炉にない特長を有している。これらの特長を生かした高温ガス炉ガスタービン発電システムは、2010年代のエネルギー源として期待されている。本報は、原研が設計研究を行っている高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR-300)の特長及びこれまでの設計検討結果,今後の設計,関連するR&Dの内容とスケジュールを示したものである。GTHTR-300は、炉心設計の工夫により燃料交換期間を2年間として稼働率を向上させる、原子炉圧力容器を1次ヘリウムガスで冷却して原子炉圧力容器材料に軽水炉と同材料を用いるなどの新しい設計により、発電コスト4円/kWhの達成を目標にしている。また、高い安全性を考慮して、安全設備の簡素化を行い、経済性の向上を図っている。

報告書

海中航行観測船用原子炉SCR炉心の核的検討

小田野 直光; 石田 紀久; 和田 幸司*; 今井 洋*

JAERI-Research 2001-039, 59 Pages, 2001/07

JAERI-Research-2001-039.pdf:4.47MB

熱出力1250kWの超小型原子炉SCR(Submersible Compact Reactor)は、水深300m程度の中層域での科学調査船の動力源として用いられる一体型加圧炉である。SCRの炉心設計として、原子炉負荷率50%を仮定した場合に燃料無交換で10年間の長期炉心寿命を達成する炉心の核的検討を行った。燃料棒の配列、$$^{235}$$U濃縮度、反射体材質について検討し、9.5wt%の濃縮度で設計条件を満足できる炉心仕様を得た。特に、超小型炉においては中性子の漏れが大きくなるので、反射体の設計は濃縮度とともに炉心寿命を左右する重要な因子である。本設計では、反射体材質としてBe金属を使用することにした。また、燃料棒配列については、正方配列と三角配列の検討を行い、炉心サイズを小さくすることのできる後者を採用した。また、種々の核的安全性に係わるパラメータについて確認を行うとともに、反応度係数、出力分布等の核特性を評価し、設計条件を十分満足するものであることを明らかにした。

報告書

高転換比BWR型低減速スペクトル炉の安全性および炉心改良の検討

大久保 努; 竹田 練三*; 岩村 公道

JAERI-Research 2001-021, 84 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-021.pdf:11.26MB

現在原研で研究を実施している低減速スペクトル炉の設計の一つとして検討が進められている高転換比BWR型炉に関しては、炉心の長さが短くかつ炉心流量が小さいことから、炉心部での圧力損失が小さく自然循環が可能な設計となっていたことに着目し、経済性の向上を主な目的として、インターナルポンプを使用しない自然循環のシステムを前提として、インターナルポンプが占めていた空間を炉心部分として使用することとして、炉心出力を1,356MWeに増加させた設計が進められた。この炉心設計を受けてそれに対する安全性を検討するために、異常な過渡変化及び事故事象のうちの主要な事象に関して解析を実施するとともに安定性の検討も実施した。その結果、安全性の観点から問題となることがないとの結果が得られた。また、その炉心設計をベースとしてさらなる改良を検討し、これまで使用することとしていたY字型制御棒に代わって単純な構造の円柱型制御棒(外径60mm程度)を用いるとともに、集合体を大型化して体数を削減し経済性の向上を狙う設計の可能性を検討した。その結果、そのような炉心の設計が、これまでに設計されたY字型制御棒を使用した炉心と同様な炉心性能を有する範囲で成立可能であるとの結果が得られた。

報告書

低減速スペクトル炉心の研究; 平成10~11年度(共同研究)

将来型炉研究グループ; 炉物理研究グループ; 熱流体研究グループ

JAERI-Research 2000-035, 316 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-035.pdf:19.81MB

原研と原電は、低減速スペクトル炉心に関する主要な特性を評価するとともに同炉心に関する基礎基盤的研究を実施することを目的に、平成10年度より共同研究「低減速スペクトル炉心の研究」を開始、平成11年度に第1フェーズの研究を終了した。炉心概念の検討では、高転換比、長期サイクル運転あるいはプルトニウムの多重リサイクルが可能な炉心として、BMW型炉心3炉心、PWR型2炉心の概念を構築した。核計算手法の研究では、モジュラー型核熱結合炉心解析コードシステムの開発、及びモンテカルロ摂動計算手法の高精度化を行った。熱水力設計手法の研究では、炉心の熱工学的成立性を評価した。また、臨界実験の予備調査として、燃料棒本数、プルトニウム富化度等の概略値を求めるとともに、実験施設の改造方法を検討した。

論文

ROX-LWRシステムによる余剰プルトニウムの処理・処分

山下 利之

日ロ発電炉燃料専門家会議報文集, p.148 - 151, 1998/00

余剰プルトニウム処分の1つのオプションとして、岩石型プルトニウム燃料と軽水炉中でのワンススルー燃焼を目指す新しいシステムの研究を行った。本システムは、核拡散抵抗性,環境安全性及びプルトニウム消滅量の観点から優れた特性を有することがわかった。ROX燃料の研究では、種々のコールド試験と炉内照射試験から、蛍石型相とスピネル相からなる2相混合物系が最も有望な燃料物質であることがわかった。ROX燃料を装荷した炉心設計及び安全性解析からは、適切な共鳴核種の添加もしくは、非均質炉心(1/3ROX+2/3UO$$_{2}$$)を組むことで、ROX燃料炉心の過渡時挙動は、現行UO$$_{2}$$炉心並みに改善されることがわかった。

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

新型転換炉研究開発成果の概要

北原 種道*; 若林 利男*; 福村 信男*; 菅原 悟*; 小池 通崇*; 速水 義孝*; 河西 善充*

PNC-TN1410 91-063, 239 Pages, 1991/08

PNC-TN1410-91-063.pdf:10.66MB

新型転換炉の研究開発は、大洗工学センターの施設を中心にして「ふげん」及び実証炉のための研究開発ならびに設計研究からなっている。「ふげん」のための研究開発及び実証炉のための初期段階の研究開発の成果は、国のチェックアンドレビューの場にとりまとめ提出し、国の審議を受けた。(昭和57年)この資料はチェックアンドレビュー以降の研究開発の成果を実証炉の技術確証試験開始(昭和62年)までの研究開発と技術確証試験開始以降の研究開発を以下の内容に従ってまとめたものである。(1)プラントシステム評価研究(実用炉構想評価研究)(2)炉物理研究開発(核設計)(3)伝熱流動研究開発(熱水力設計)(4)部品機器研究開発(運転保守技術の高度化、炉心構造、システム開発)(5)安全性研究開発(6)供用期間中検査技術研究開発 平成3年度以降も継続される技術確証試験、安全研究ならびに高燃焼MOX燃料開発等今後実施していくものについては、継続して評価し取りまとめていく。

報告書

FBR新型燃料評価研究第2ステップ計画書(燃料開発会議新型燃料分科会)

高橋 邦明

PNC-TN8020 91-003, 49 Pages, 1990/12

PNC-TN8020-91-003.pdf:1.18MB

新型燃料開発は,平成2年3月末をもって第1ステップを終了し,FBR新型燃料評価研究報告書(第1ステップ)(PNC ZN8410 90-075)をまとめた。第2ステップは,対象を窒化物,金属燃料に絞り,平成2年4月より平成5年3月迄の3年間の計画で研究開発を進め,平成3年度後半及び平成4年度末にそれぞれ中間チェック・アンド・レヴュー及び第2ステップのまとめを実施する。本計画書は,(1) 炉心設計・安全研究(2) 照射試験(3) 照射挙動(4) 転換(5) 燃料製造(6) 再処理(7) 廃棄物(8) 経済性,安全性,実現性の各総合評価の各研究テーマ毎の研究開発実施計画を新型燃料分科会においてとりまとめたものである。

論文

The effect of crossflow on flow distribution in HTGR core column

蕪木 英雄; 滝塚 貴和

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(7), p.516 - 525, 1987/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.56(Nuclear Science & Technology)

黒鉛ブロック炉心が構成されている高温ガス炉の熱流動設計では、炉心でのブロック間冷却材漏れ流れを制御することが重要である。炉心内の冷却材流量配分は1次元の流路網モデルを基礎にして行われている。漏れ流れの流路は一般に複雑であるため理論的に予測するのは困難である。本論文では、実寸大の黒鉛ブロックより構成されるカラムに1つのクロス流れギャップが開いた場合について、空気流動実験を行い漏れ流れの冷却材流路中の流れへの影響を調べた。流路網モデルによる数値解と実験結果を比較し両者が良く一致することを確かめた。又オリフィスのあるカラムでは、漏れ流れのカラム内圧力分布への影響が大きいことが明らかとなった。

報告書

多目的高温ガス炉とガス冷却高速炉からなる共存エネルギー・システムの研究(III); ガス冷却高速炉の炉心構成と熱流動特性

吉田 弘幸; 飯島 進; 田中 良佶*; 川辺 俊明*; 堀田 雅一*

JAERI-M 82-183, 68 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-183.pdf:1.92MB

共存システムの形成に適するという観点からGCFRの基準炉心を設定した。基準炉心は13本の主炉停止系と6本の後備炉停止系の合計19本の制御棒を有し、炉心と軸方向ブランケットにはPu-Uサイクル、径方向ブランケットにはU-Thサイクルを適用し、核分裂性Puと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Uの両方を増殖する目的を有している。本報告書では1.48という高い増殖比を有するGCFRにおいて、19本制御棒による反応度制御が可能かどうか、設定した燃料ペレットと被覆管最高温度条件を満足するかどうか、について核、熱流動両面から検討した結果について記述した。

報告書

多目的高温ガス実験炉バックアップ炉心設計; 炉心諸元の検討と選定

青地 哲男; 安野 武彦; 宮本 喜晟; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; et al.

JAERI-M 8064, 255 Pages, 1979/03

JAERI-M-8064.pdf:7.9MB

多目的高温ガス実験炉(熱出力50MW、原子炉出口ガス温度1000$$^{circ}$$C)の標準設計炉心は、外面冷却型中空燃料棒用いるpin-in-block型燃料体で構成されるが、この炉心の運転性能の改善の方向を探るため、新たな2形式の燃料体から構成されるバックアップ炉心の設計を実施した。本報告書には、バックアップ燃料および炉心の諸元を選定するに当っての基本的考え方および核・熱流動・燃料安全特性の解析結果を詳しく記述した。第1のバックアップ炉心は内面冷却型燃料棒(通称セミピン)を用いた燃料体で、また第2それはマルチホール型燃料体で構成される。いずれもに高さが4m、カラム数73である。両炉心ともに与えられた炉心設計の基準をほぼ満足するとともに、炉心の最低Re数を10,000以上(セミピン型)または6,000以上(マルチホール型)とする定格運転が期待できるものである。

口頭

JSFR炉心設計における出力分布に対する内部ダクト方向性効果の取扱い

森脇 裕之*; 菅 太郎*; 大木 繁夫

no journal, , 

JSFR炉心では、再臨界回避のため、六角ラッパ管の一角に内部ダクトを持つ燃料集合体を採用している。この内部ダクトの向きに応じた局所的な出力分布歪み「内部ダクト方向性効果」の発生が報告されている。この効果について、現実的な内部ダクトの向きを想定した場合の評価に基づき、炉心設計での取扱いを検討した結果を報告する。

口頭

核融合プラズマ解析コード開発の計画と状況

井戸村 泰宏

no journal, , 

ポスト京重点課題6「革新的クリーンエネルギーの実用化」<核融合炉の炉心設計>における核融合プラズマ解析コード開発の計画と状況を概説する。本課題では核融合炉の運転シナリオ設計において考慮すべきプラズマ乱流現象やMHD現象の第一原理プラズマ解析コードを開発する。これらの核融合プラズマ解析コードでは解析対象であるITER炉心プラズマの時空間スケール、多種イオンや各燃焼等を含む物理モデルの複雑さのため、新たなシミュレーション技術の開発が必要となる。講演では、メニーコア最適化等のエクサスケール計算技術、および、長時間スケールの取り扱いを可能とする新しい物理モデル、計算モデル等の開発について議論する。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計,1; 炉心設計に対する性能要求と設計条件

大木 繁夫; 近澤 佳隆; 久保 重信; 日比 宏基*; 菅 太郎*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計の結果について実証段階の炉心を中心に3件のシリーズ発表で報告する。本報では炉心設計に対する性能要求と設計条件を述べる。

口頭

プルトニウム燃焼高温ガス炉を実現するセキュリティ強化型安全燃料開発,18; 燃料設計及び炉心設計

後藤 実; 稲葉 良知; 植田 祥平; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*

no journal, , 

東京大学, 原子力機構, 富士電機, 原子燃料工業の4者は、高い核拡散抵抗性に加え、高燃焼度での安全性の強化を目的とし、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核のプルトニウム燃焼高温ガス炉への導入を検討している。その中で原子力機構は、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性を確認するための被覆燃料粒子及び炉心の設計検討を行っている。本報では、核分裂反応に伴い生成する遊離酸素を全量捕獲するために必要なZrC被覆層の厚さの検討結果、核特性及び燃料温度の計算結果について報告する。

口頭

炉物理分野におけるモンテカルロ計算の現状と将来展望

長家 康展

no journal, , 

炉物理分野で近年開発されてきたモンテカルロ計算手法と、炉心解析と炉心設計に対するモンテカルロ計算の応用例をレビューする。最後に、炉物理分野におけるモンテカルロ計算手法と炉心設計への適用性についての見通しを述べる。

口頭

核変換炉研究の動向,1; 高速炉

大木 繁夫; 丸山 修平; 杉野 和輝

no journal, , 

高速炉の主たる目的はウランをプルトニウム(Pu)に転換して資源利用率を飛躍的に高めることであるが、良好な中性子経済を活用した長寿命放射性核種の核変換による環境負荷低減も重要な目的として研究開発を進めている。使用済燃料からの核種の分離・核変換による環境負荷低減効果として、(1)放射性廃棄物の減容、(2)廃棄物処分場占有面積の減少(発熱源の除去による固化体定置間隔の減少)、(3)放射性廃棄物の潜在的な有害度低減、(4)廃棄物処分場の被曝リスク低減を挙げることができる。Puに加えマイナーアクチノイド(MA)をリサイクルすることにより、上記(1), (2), (3)の観点で効果を期待できる。以下では、MAリサイクルを行う次世代高速炉の設計や関連する研究開発について、炉物理的な話題を中心に最近の動向をレビューする。

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