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論文

Study on cooling process in a reactor vessel of sodium-cooled fast reactor under severe accident; Velocity measurement experiments simulating operation of decay heat removal systems

辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08

ナトリウム冷却高速炉(SRF)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用の最適化が重要である。SFRの炉容器を模擬した1/10縮尺水試験装置を用いて、原子炉容器内の自然循環現象を把握する水試験を実施している。本報では粒子画像流速計測法(PIV)によって計測した炉容器内の自然循環流動場について報告する。炉心燃料の20%が下部プレナムのコアキャッチャ上に一様に堆積した場合に、浸漬型熱交換器を運転する条件で試験を実施した。PIV計測の結果、下部プレナム及び上部プレナムの中心付近で上昇流を確認した。また、上部プレナムでは炉壁近傍、下部プレナムでは炉心最外層から下降流が発生することを確認した。さらに温度場と速度場の関連性を検討することで、炉容器内の自然循環現象を把握した。これらの結果より、浸漬型DHX運転時に自然循環冷却パスが確立していることを確認した。

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

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。

報告書

社会受容性に優れた分散型小型炉システムの検討; 大深度地下を利用した地域熱供給小型炉システム

中島 伸也; 高橋 博樹; 楠 剛; 三友 信夫

JAERI-Tech 2005-057, 54 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-057.pdf:4.27MB

大都市の消費エネルギーの内訳は、冷房・暖房・給湯等が中心であり、比較的低質なエネルギーで供給可能であることから、大深度地下を利用した地域熱供給用原子力システムの可能性を検討した。都市の抱える社会構造,環境問題等を社会受容性の視点から調査,検討しシステムの要求事項をまとめた。このようなシステムの熱源規模を算定するために、人口10万人の仮想都市を設定し、熱出力100MWt(MR-100G)2基が必要であること,システムは約40年間の運転後もその規模は過不足なく有効に機能することを明らかにした。日本の大都市は河川の比較的軟弱な堆積地に開かれた場合が多いため、原子炉を設置できる地下空洞建設の可能性について地震時の空洞挙動等を検討し、軟弱地盤での技術的成立性を確認した。さらに、天然ガスボイラーによるシステムとの経済性比較を行い、長期運転の場合には小型原子炉システムの方が優れていることを明らかにした。

論文

Effects of ship motions on natural circulation of deep sea research reactor DRX

石田 紀久; 頼経 勉

Nuclear Engineering and Design, 215(1-2), p.51 - 67, 2002/06

 被引用回数:90 パーセンタイル:1.8(Nuclear Science & Technology)

原研で設計研究を進めている深海調査船(出力750kWt)DRXについて、船体傾斜及び船体運動による熱水力挙動への影響をRETRAN-02/GRAVコードを用いて調べた。深海航行時は傾斜する可能性があり、60度定傾斜した時の挙動を解析した。一次系の流れは自然循環流であるため傾斜時、流動が80%に低下する。炉出力は一旦減少するが、蒸気負荷を一定に保つと、炉心の自己制御性により制御棒操作を必要とせずに約50秒後に傾斜前のレベルに回復する。一方、船体運動の大きさは海面航行時よりはるかに小さいが、挙動を調べるために、0.2gのヒービング、及び60度のローリングを与えた。流量変動及び炉出力変動は周期に依存しており、約5秒~10秒の周期で変動の振巾が大きくなった。これは流れと外力が共振したためと考えられる。これに対して、一次系をガス加圧すると流量及び炉出力の変動が小さく抑えられることが明らかになった。

報告書

自然循環方式小型舶用炉の船体動揺の影響及び流動安定性

頼経 勉; 石田 紀久

JAERI-Research 2001-053, 45 Pages, 2001/12

JAERI-Research-2001-053.pdf:1.77MB

原研では、海洋研究のニーズ調査をもとに海中調査船用超小型原子炉(DRX,SCR)の設計検討を行ってきた。これらは一次系には自己加圧,自然循環方式を採用しており、炉心出口の流体は、低クオリティの二相流であるため運転条件によっては密度波振動を発生する可能性がある。また、舶用炉特有の船体動揺があるため、一次系循環流は直接この影響を受ける。本原子炉の安定した運転を確保するため、船体動揺を模擬できるよう改良したRETRAN-02/GRAVコードを用いて、船体動揺時の影響及び本原子炉の流動安定性について解析的に調べた。この結果、船体動揺時においてもDRX及びSCRの安定な運転が可能であるということを確認するとともに、DRXにおいて流動不安定の原因となる自励振動の発生領域を得、定格運転状態は十分安定な領域にあることを確認した。

報告書

多様な作動流体を用いた場合の重要熱流課題の特性比較

村松 壽晴; 須田 一則; 村上 諭*; 山口 彰

JNC-TN9400 2000-109, 96 Pages, 2000/11

JNC-TN9400-2000-109.pdf:9.56MB

高速炉の実用化に向け、多様な作動流体を冷却材として用いた場合の検討に資するため、原子炉基本設計を左右する重要熱流動課題として、(1)自由液面揺動、(2)温度成層化、(3)サーマルストライピングおよび(4)自然対流の4項目を取上げ、作動流体としてNa、Pb-Bi合金、Co2ガスを用いた場合のそれぞれの現象の特性変化を数値解析的に検討・評価した。得られた結果は、以下の通りである。[自由液面揺動](1)Fr数を指標とした内部流動特性および自由液面特性につき、Naを作動流体とした場合とPb-Bi合金を作動流体とした場合で有意な違いは生じない。(2)液面近傍流速を指標としたガス巻込み限界につき、AQUA-VOFコードが実験結果と概ね一致する結果を与え、同コードがガス巻込み限界の1次評価に使用可能であることを確認した。[温度成層化](1)連行現象(上下層剪断渦)の発生位置は、NaあるいはPb-Bi合金を作動流体とした場合Ri数の減少とともに下流側に移動する。一方、CO2ガスの場合には、その発生位置はRi数の減少により上流側に移動する。(2)温度成層界面の解消速度は、流体物性としての熱伝導度に大きく依存した特性を示す。すなわち、CO2ガス中に温度成層界面が発生した場合には、より積極的な界面解消策を講じる必要があることを示唆している。[サーマルストライピング](1)CO2ガスを作動流体とした場合には、大きな粘性係数値と小さな熱伝導度との相乗効果によって、より下流側まで大振幅の温度揺らぎが到達する。(2)作動流体を変更した場合、温度揺らぎ振幅を評価するためにはReを一致させる必要が、温度揺らぎ周期を評価するためには流速値を一致させる必要がある。[自然対流](1)基本的に、浮力噴流挙動に準じる特性を示す。ただし、自然循環力の立ち上がりの特性は、流体の熱容量および熱伝導度の影響を大きく受ける。なお、CO2ガスの場合には、自然循環ヘッドが大きい場合のみ、液体金属の場合と同様な温度過渡特性を示す。(2)各作動流体を用いた場合のピーク温度到達時間は、Ra数一致条件の下で評価が可能である。

論文

消費地立地型小型軽水炉

落合 政昭

エネルギー, 33(10), p.49 - 53, 2000/10

21世紀の社会を支える安価で、温室効果ガスを発生せず、長期安定供給が可能な民生用エネルギー源として、エネルギー消費地に設置するための原子力エネルギー供給システムが必要とされる。そのための原子炉として、受動安全系と自然循環・自己加圧方式等による単純化プラントである小型軽水炉PSRDの設計検討を進めている。利用システムとしては、大深度地下利用の地域熱供給原子力システムとバージ搭載型小規模発電システムを想定している。PSRDを大深度地下の空洞の中に、または洋上でバージに搭載して設置すれば、地震等の災害に強く、重大な事故が発生しても付近の住民は避難する必要はなく、地価、人口密度の高い大都市でも利用できる。小型軽水炉を分散型エネルギー源として導入することは、エネルギー消費地域が地球温暖化やオゾン層破壊等を防止しつつ、エネルギー供給面で自立するための一つの方策であると考えられる。

論文

Study on the passive safe technology for the prevention of air ingress during the primary-pipe rupture accident of HTGR

武田 哲明; 菱田 誠*

Nuclear Engineering and Design, 200(1-2), p.251 - 259, 2000/08

 被引用回数:25 パーセンタイル:16.18(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気侵入挙動の解明と空気侵入防止技術の開発に資するため、原子炉の流路構成を模擬した試験装置を用いて実験を行った。実験の結果、配管破断後の炉心部を一定速度で降温する場合は、事故を空気の自然循環流が発生する第2段階まで進展させないような降温速度が存在することが明らかとなった。また、炉心部の高温と低温流路間に発生する空気の自然循環流は、低温流路側に相当する圧力容器等の流路からヘリウムガスを一定量注入することによって流れを制御することができ、多量の空気侵入を防止できることを示した。

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。

論文

熱供給用超小型原子炉に関する研究開発

中島 伸也; 楠 剛; 小田野 直光; 落合 政昭

第7回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 (00-11), p.225 - 228, 2000/00

21世紀のエネルギー、中でも今後増大化が予想されている民生用の冷房、暖房、給湯のエネルギー源として、超小型原子炉による熱供給システムについて提案した。この原子炉は社会的受容性に高いものが要求され、その要件をまとめるとともに、具体的に、地域熱供給用には熱出力100MWt、それを補完するオフィスビルの地下に設置する1MWtの2種類について言及した。いづれも出口温は233$$^{circ}C$$、自然循環方式の一体型であり、制御棒駆動装置も内装型を採用し、動的機器、配管類を極力排除したきわめて信頼性の高い受動安全炉となっている。100MWtの炉は都市の大深度地下に空洞を造りそこに設置する。そのため、万が一の事故時においても住民が避難する必要がないよう設計されている。炉心は8年間の長期燃焼を目標とし、経済性にも配慮した原子炉となっている。

報告書

Analysis of steam generator tube rupture as a severe accident using MELCOR1.8.4

H.Yang*; 日高 昭秀; 杉本 純

JAERI-Tech 99-013, 97 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-013.pdf:3.24MB

本報告書は、シビアアクシデント事象として、2次側安全弁の一つが開固着した場合のSurry炉の蒸気発生器伝熱管破損事故(SGTR)に対するMELCOR1.8.4コードの計算結果をまとめたものである。炉心温度が上昇する事故開始後1.0$$times$$10$$^{5}$$秒までは、原子炉冷却系に関して一次系の正方向ループ流れを模擬したonce-throughモデルを用い、それ以降はホットレグ水平対向自然循環モデルも用いて計算を行った。得られた計算結果は、事故の進展、炉心溶融進展、放射性物質の放出及び移行、ソースタームの観点から詳細に記述した。主な結論として、高圧注水系が利用できれば炉心の温度上昇が大幅に遅延すること、CsIは開固着した安全弁から7%程度環境中に放出されることを明らかにした。また、SGTRではホットレグ水平対向自然循環はあまり発達しないため、それが事故進展に与える影響は小さかった。

報告書

全炉心熱流動解析コードACTの開発(III) - 炉心詳細熱流動モデルと熱輸送系解析コードのカップリング -

大高 雅彦; 大島 宏之

JNC-TN9400 98-004, 34 Pages, 1998/10

JNC-TN9400-98-004.pdf:1.44MB

高速炉の定格運転時および強制循環から自然循環へ移行する場合の過渡時までを含む様々な運転状態に対し、インターラッパーフローを含む炉心部の熱流力挙動を精度良く評価することを目的として全炉心熱流動解析コードACTの開発を実施している。本コードは、必要となる機能を有する複数の解析モジュールをカップリングすることにより、炉心部のみならずプラントシステムの応答を加味した炉心部の詳細な熱流動挙動を評価するものである。本報告では、既設の炉心詳細熱流動モジュールに熱輸送系解析モジュールをカップリングした結果について述べる。この改良によりシステムコンポーネントの運転状況や自然循環時のシステム循環流量を考慮した炉心部熱流力挙動を評価することが可能となった。この解析処理を効率良く実施するために、複数の計算機上で並列処理可能なようにPVM(Parallel Virtual Machine)を使用するコードシステムを構築した。開発したコードの妥当性を確認するために、7体の模擬燃料集合体で構成されたPLANDTL-DHX炉外ナトリウム実験装置と同等のシステム体系をモデル化し、定常状態から自然循環に移行するまでのフローコーストダウンを模擬した過渡解析を行った。その結果、カップリング手法および計算結果の妥当性を確認した。

報告書

高速炉の冷却系に関する総合試験計画 - 2次系配管構造が動特性に与える影響の検討 -

飯塚 透; 上出 英樹; 西村 元彦

PNC-TN9410 98-083, 118 Pages, 1998/07

PNC-TN9410-98-083.pdf:2.64MB

実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし、原子炉容器から蒸気発生器(SG)までを総合的に模擬した大型ナトリウム試験(原子炉冷却系総合試験)計画を検討した。これまでに基本設計を行い、試験施設は実証炉の1/3縮尺2ループモデルとした。SGについては水・蒸気側の模擬性を高めるため高さ方向1/1縮尺の部分モデルとし、2次系配管を1ループに集約して接続するものとした。このため、2次系配管が著しく長くなり、実機模擬性が損なわれる可能性が考えられる。また、2次系配管の途中で2ループを1ループに集約する構造のため、自然循環試験時にはループ間のアンバランスが助長されることも考えられる。そこで、2次系配管長をパラメータとして動特性解析を実施し、模擬性に与える影響を把握した。また、IHX伝熱面積等にループ間で差異を与えた場合の予測解析を実施した。その結果、SGが流れ方向に長く、熱容量も大きいことから、2次系配管長の影響は相対的に小さいことが分かった。また、片方のループにのみ選択的に自然循環が発達するような現象は見られなかった。以上より、2次系配管長の短縮は制約条件が厳しい割に熱過渡の改善の効果が小さく、構造上可能な範囲すべきことが分かった。また、ループ間に実証炉と同等の製作誤差があっても、試験の実施及び試験結果の評価に大きな影響を与えるような問題は生じないことが分かった。

論文

原子力船の実現に向けて

井上 彰一郎

船の科学, 51(1), p.68 - 74, 1998/01

原子力船「むつ」の実験航海の成果により、原子力を動力とする船舶の実現性が実証され、船の推進エネルギーとしての原子力の優位性が多々証明された。実験航海終了後の「むつ」の原子炉は、原子炉室一括撤去方式により移送し、保管建屋に安全に保管展示して、一般の見学に供している。改良舶用炉の研究開発は、「むつ」の成果を活用しつつ小型で軽量かつ経済性にも優れた舶用炉の開発を目指し、大型船舶用原子炉(MRX)と深海船用原子炉(DRX)の工学設計研究を新しい安全の概念を採用した一体型炉として、要素技術の実験研究等を行いつつ実施してきた。原子力船を実現するということは、単に海上における動力エネルギーの安定確保のみならず、大量高速輸送への対応や大気汚染防止等地球環境保全の上でも非常に意義があり、深海調査、極地調査等の可能性の拡大にもつながる。

論文

The ITER vacuum vessel heat transfer system; Design and safety aspects

片岡 良之*; 伊藤 光義*; 堀切 仁*; 小佐野 勝春*; R.Haange*; Johnson, G.*; 星 有一*; H.W.Bartels*; Y.Petrov*

Fusion Technology 1998, 2, p.1721 - 1724, 1998/00

ITERの真空容器冷却系は、他の冷却系が不動作な場合にも、容器内構造物からの崩壊熱除去を担保する安全系である。この崩壊熱徐去を動的機器に依存しないで達成するため、異常時の自然循環を促進する沸騰管と自然通風冷却の熱交換器を用いた系統構成である。通常時は、ポンプで冷却水を駆動し、真空容器出口側の沸騰管上部に設けた気水分離器の圧力を0.1MPaに制御し、容器入口水温100$$^{circ}$$Cを維持する。異常時の自然循環特性は、1.5MWの熱負荷時に45kg/s、3.0MWの熱負荷時に65kg/sの流量であることを解析的に確認した。また、異常事象発生後3日間で、自然循環のみで、真空容器の温度を約80$$^{circ}$$Cまで低下させられることを確認した。

報告書

高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気浸入挙動

武田 哲明

JAERI 1338, 180 Pages, 1997/11

JAERI-1338.pdf:7.72MB

本研究では、高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気浸入挙動について、実験と数値解析によりその挙動を解明し、高温ガス炉の安全性に関する考察を行った。主配管破断事故時の空気浸入過程に2つの段階が存在することを示すとともに、事故後の第1段階は分子拡散と極めて流速の遅い混合気体の自然循環流が律則過程であり、第2段階では流路全体を短時間内に一巡する空気の自然循環流が律速過程となることを明らかにした。数値解析においては、事故後の第1段階における熱流動解析コードを開発し、実機における空気浸入挙動の予測が可能となった。さらに、事故後の第1段階の期間内に空気浸入過程を終了させる炉心冷却速度の存在と低温流路側からのヘリウム注入が、空気浸入と黒鉛酸化を防止及び抑制する有効な方法であることを明らかにした。

論文

Study on the passive safe technology for the prevention of air ingress during the primary-pipe rupture accident of HTGR

武田 哲明; 菱田 誠*

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 1, p.278 - 285, 1997/00

高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気侵入挙動の解明と空気侵入防止技術の開発に資するため、原子炉の流路構成を模擬した試験装置による実験を行った。その結果、配管破断後の炉心部を一定速度で降温する場合は、事故を空気の自然循環流が発生する第2段階まで進展させないような降温速度が存在することが分かった。また、炉心部の高温と低温流路間に発生する空気の自然循環流は、低温流路側に相当する圧力容器等の流路から、ヘリウムを一定量注入することによって流れを制御することができ、多量の空気侵入を防止できることが分かった。

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