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論文

ノルウェー滞在記OECD Halden Reactor Projectへの出向レポート

端 邦樹

放射線化学(インターネット), (103), P. 65, 2017/04

OECD/NEAの下で実施されている国際協力プロジェクトであるHalden Reactor Project(HRP)へ出向となり、平成27年5月からの約1年半の間ノルウェー南部の町ハルデンに滞在した。出向中は炉内構造材料の照射誘起応力腐食割れに関する試験に従事した。現地での業務の内容や私生活に関して報告する。

論文

Critical power prediction for tight lattice rod bundles

Liu, W.; 大貫 晃; 玉井 秀定; 秋本 肇

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10

37本燃料棒間ギャップ幅1.0mm定常限界出力試験データを用いて、既存相関式を改良した。全ての37本バンドルデータ(ギャップ幅1.3mm, 1.0mm, データ総数295)に対する計算精度は、標準偏差で7.35%であった。拡張性を評価するため、BAPLデータとも比較した結果、よく一致することを確認した。また、改良式は各パラメータの限界出力への効果をよく評価できることも確認した。改良限界出力相関式をTRACコードに組み込み、異常な過渡事象を解析した。その結果、過渡時のBT判定が定常用限界出力相関式の計算精度の範囲内で評価できることがわかった。

論文

Critical power correlation for tight-lattice rod bundles

Liu, W.; 呉田 昌俊; 大貫 晃; 秋本 肇

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(1), p.40 - 49, 2005/01

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.09(Nuclear Science & Technology)

原研7本軸方向一様発熱データ,7本,37本軸方向非一様発熱(低減速スペクトル炉の軸方向出力分布を模擬)データを用いて、稠密バンドル用限界出力相関式を開発した。低質量速度領域と高質量速度領域に分けてそれぞれの領域用の式を開発した。低質量速度領域用で(限界クオリティ-限界環状噴霧流長さ)型の式であり、高質量速度領域用で(局所限界熱流束-限界クオリティ)型の式である。新相関式は694点の全原研データを標準偏差6%の精度で計算できた。また、新相関式の拡張性を評価するため、BAPLデータとも比較した。標準偏差7.7%の精度で177点のBAPLデータを予測することができた。新相関式は各パラメータの限界出力への効果もよく評価できた。新相関式の適応領域は下記の通り:ロッドギャップは1.0-2.29mm、発熱長は1.26-1.8m、質量速度は150-2000kg/m$$^{2}$$s、圧力は2.0-11MPaである。

論文

Critical power in 7-rod tight lattice bundle

Liu, W.; 呉田 昌俊; 秋本 肇

JSME International Journal, Series B, 47(2), p.299 - 305, 2004/05

低減速軽水炉の重要な開発課題の一つが、熱工学的成立性の確認である。本研究では、330MWeの低減速軽水炉の炉心を模擬した三角格子配列7本バンドル試験体を用いて、限界出力特性を調べた。実験は、低減速軽水炉の定格運転時のホットチャンネル条件を中心に、出口圧力,質量速度,入口水温,径方向ピーキング係数を系統的に変えて、約300点のデータを蓄積した。各パラメーターの限界出力や限界クオリティへの影響を調べた。また、設計式であるArai式を検証した結果、定格運転条件近辺では、評価式が実験値と予測精度$$pm$$10%程度で一致するが、定格運転条件以外の条件において、Arai式の予測性能が低下することがわかった。

報告書

Behavior of irradiated BWR fuel under reactivity-initiated-accident conditions; Results of tests FK-1, -2 and -3

杉山 智之; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 笹島 栄夫; 永瀬 文久; 更田 豊志

JAERI-Research 2003-033, 76 Pages, 2004/01

JAERI-Research-2003-033.pdf:17.46MB

低温起動時の反応度事故(RIA)条件下における燃料挙動を明らかにするため、燃焼度41$$sim$$45GWd/tUの沸騰水型原子炉(BWR)燃料のパルス照射実験を原子炉安全性研究炉(NSRR)において実施した。試験燃料棒は福島第一原子力発電所三号機で用いられたBWR8$$times$$8BJ(STEP I)型セグメント燃料棒を短尺加工したもので、NSRRにおいて約20ms以内の短時間に293$$sim$$607J/g(70$$sim$$145cal/g)の熱量が与えられた。その際、燃料棒被覆管はペレット・被覆管機械的相互作用により高速に変形したが、被覆管の延性が十分高く破損には至らなかった。被覆管周方向の塑性歪は最大部で1.5%に達した。被覆管温度は局所的に最大約600$$^{circ}$$Cに達しており、X線回折測定の結果はパルス照射時の温度上昇により被覆管照射欠陥が回復したことを示していた。パルス照射による核分裂生成ガスの放出割合は、ピーク燃料エンタルピ及び定常運転条件に依存して、3.1%$$sim$$8.2%の値であった。

報告書

高性能燃料被覆管材質の研究; 平成11~12年度(フェーズ1)報告書(共同研究)

木内 清; 井岡 郁夫; 橘 勝美; 鈴木 富男; 深谷 清*; 猪原 康人*; 神原 正三; 黒田 雄二*; 宮本 智司*; 小倉 一知*

JAERI-Research 2002-008, 63 Pages, 2002/03

JAERI-Research-2002-008.pdf:7.85MB

本研究は、平均燃焼度100GWd/tを目指したABWR用の超高燃焼度MOXを念頭にした「高性能燃料被覆管材質の研究」のフェーズ1である。フェーズ1は、平成10年度に実施した基礎調査結果を踏まえて、平成11年度と平成12年度の2年間にわたり実施した。フェーズ1では、現用Zr系合金の使用経験データを解析して、超高燃焼度化にかかわる長期耐久性の支配因子を摘出及び高性能被覆管の要求特性に照らして耐食合金間の相互比較,フェーズ2の中性子照射試験等の基礎評価試験用候補材の選定を行った。

報告書

沸騰水型原子炉の炉心核熱水力特性解析コードCOREBN-BWRの開発

森本 裕一*; 奥村 啓介

JAERI-M 92-068, 107 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-068.pdf:2.79MB

沸騰水型炉(BWR)の三次元核熱水力計算を可能とするため、炉心燃焼計算コードCOREBN-BWR及び燃料履歴管理コードHIST-BWRを開発した。BWR炉心では炉心内でボイドが発生し減速材密度が大きく変化するため、炉心性能評価には核計算と熱水力計算との結合が必須となる。本コードは、炉心燃焼計算コードCOREBN2に、(1)減速材ボイド率を考慮した巨視的断面積計算機能、(2)炉心内流量配分、減速材ボイド分布、熱的余裕計算機能、(3)Halingの原理に基づく炉心燃焼計算機能、(4)炉心、燃料の熱水力に関する情報の管理機能等を追加し、BWR炉心の燃焼解析を可能としたものである。本報告書は、改良にあたり採用した計算モデル、入力データの作成方法、計算の実行方法と入力例についてまとめたものである。

報告書

軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心の基本特性評価

森本 裕一*; 奥村 啓介; 石黒 幸雄

JAERI-M 92-067, 35 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-067.pdf:1.06MB

軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心について、基本的な炉心特性を評価するため、Halingの原理に基づき、熱水力計算と結合した三次元炉心燃焼計算を行った。1.0に近い高い転換比を達成するため、本炉心の実効的な減速材対燃料体積比を0.25程度と小さくし、また、正の冷却材ボイド反応度係数を低減させるため、炉心は軸方向ブランケット部と核分裂性燃料部の多重層として構成される。燃焼解析の結果、冷却材ボイド反応度係数は均質炉に比べて負側へ移行できることを確認した。また、取出し燃焼度を45GWd/tとした場合、提案炉心の核分裂性プルトニウム残存比は1.03となる。

報告書

ハルデンHBWRによる燃料照射共同研究

市川 達生*; 柳澤 和章; 堂本 一成*; 横内 洋二*; 岩野 義彦*; 清野 赴*; 上野 信行; 渡海 和俊*; 近藤 吉明*; 寺西 智幸*

JAERI-M 84-031, 285 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-031.pdf:7.12MB

日本原子力研究所がOECDハルデン計画に参加して以来すでに17年が経過した。この間に原研のみならず共同研究を結んだ動燃事業団並びに民間原子力企業体がハルデン沸騰水型原子炉(HBWR:ノルウェー)にて照射試験を行った燃料集合体は36体に及んでおり、更に3体の照射が近いうちに予定されている。これら燃料体の照射試験は日本の軽水型原子炉の燃料研究と深く結びついたものであり、その成果は各社の燃料の研究開発に大きく貢献している。本報は第28回ハルデン委員会開催にあたり過去17年間の国産燃料体照射試験より得られた成果の概要を、ハルデン共同研究合同運営委員会委員がまとめたものであり、1部未解析の照射試験を除き殆んどのものが収録されている。

報告書

パフモデル及び粒子拡散モデルによる主蒸気管破断事故時の被曝線量評価法

茅野 政道

JAERI-M 83-098, 21 Pages, 1983/07

JAERI-M-83-098.pdf:0.67MB

沸騰水型原子炉の運転中何らかの原因により、主蒸気管が破断した場合には、破断口から冷却材の流出がおこり核分裂生成物が、直接発電所敷地周辺へ放出される可能性がある。この主蒸気管破断事故は、原子炉立地審査指針で述べられている重大事故及び仮想事故の1つとして、用いられている。ここで、主蒸気隔離弁閉鎖前に破断口から放出される核分裂生成物による被曝評価は、半球モデルとよばれる簡単なモデルが用いられているが、このモデルの結果は、場合によってかなり過大評価となる。ここでは、より現実的なシミュレーションの可能なモデルとして、流出蒸気の浮上や、拡散を考慮したパフモデルと粒子拡散モデルを用いた評価法について検討した。

報告書

ジルカロイ-2被覆管の繰り返し応力による疲労破損に関する解析; ハルデン炉(HBWR)におけるPCMI照射実験成果

柳澤 和章; 斉藤 裕明*; 藤田 操

JAERI-M 82-155, 28 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-155.pdf:0.86MB

水炉、ジルカロイ被覆燃料棒は炉内照射中、中性子を吸収して脆性化し機械的弾性限を上げる。炉出力変動時、燃料棒は従って弾性的なふるまいをする。本報は炉内直径変化を経時的に18GWd/tUまで測定し、出力変動により発生した弾性的円周方向繰り返し応力と1)被覆管の疲労寿命、2)PCI-SCC破損との関連を調べた予備解析結果である。計算による解析結果によれば、軸力を考慮した棒をO'DONNEL設計曲線で評価した場合、出力変動幅42kw/m、発生弾性応力333MPaのとき、日負荷追従運転による疲労寿命は約8年となった。解析に用いた各燃焼度での棒の計算円周応力とハルデン過出力試験から得た計算円周応力を比較した。比較の結果、軸力考慮の棒は非破壊域にあった。最近の照射後試験の結果、棒は健全であった事が判明した。炉内では局所的に大きな弾性変形が出力の変動の席毎に発生したが、照射後試験ではその寸法変化が殆んど検出されなかった。

報告書

A Study on Quench Phenomena During Reflood Phase, 1; Quench Models for Bottom Flooding

村尾 良夫; 須藤 高史

JAERI-M 6984, 39 Pages, 1977/03

JAERI-M-6984.pdf:1.09MB

外側加速の石英管を用いた再冠水実験の観察結果にもとづいて、次の炉底冠水時三種のクエンチ様式を提案した。1)液柱型、2)ドライアウト型、3)液滴再付着型、Blairのクエンチ速度の式、液体の過熱限界の近似式、クエンチ点上流の熱伝達は局所サブクール度の関数であるという仮定ならびにPWR-FLECHT実験データを用いて、液柱型、ドライアウト型のクエンチ速度式が導かれた。又、液滴再付着型クエンチ温度が導かれた。これらの関係は、PWR-FLECHTグループ1実験、Piggott and Porthouseの実験と比較され、かなり良い一致が見い出された。

報告書

再冠水実験データ報告,3; シリーズ3

井口 正; 村尾 良夫; 須藤 高史; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明

JAERI-M 6983, 298 Pages, 1977/03

JAERI-M-6983.pdf:5.99MB

この報告書は、1975年12月から1976年1月にかけて行われたシリーズ3実験のデータ集である。シリーズ3実験では、一次系ループ部の流動抵抗、流路外壁温度をパラメトリックに変化させた。また、発熱体表面温度測定用熱電対の取付法の改良の効果や1000$$^{circ}$$Cまでの耐熱性・耐久性も調べられた。

報告書

再冠水シリーズ4実験報告

村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明

JAERI-M 6982, 44 Pages, 1977/03

JAERI-M-6982.pdf:1.1MB

この報告書は、1976年6月から7月にかけて行われたシリーズ4実験の結果をまとめたものである。シリーズ4実験の目的は、(1)系圧力の影響、(2)1000$$^{circ}$$Cまでの実炉に近い熱容量の発熱体による実炉に近い一次ループ系流動抵抗でのシステム効果を調べることである。実験の結果、次のことが明らかとなった。1)系圧力が高いと、炉心冠水速度が大で、クエンチが早く起る。2)炉心冷却が可能である領域を示す炉心差圧(炉心蓄水量)と炉心出力密度との関係が系圧力をパラメータとして、マップ上で表わされた。3)炉心出力密度一定の時、熱的な定常状態が存在することがわかった。

報告書

再冠水シリーズ3実験報告

村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明

JAERI-M 6981, 71 Pages, 1977/03

JAERI-M-6981.pdf:1.98MB

この実験報告書は、1975年12月から976年1月にかけて行われたシリーズ3実験の結果をまとめたものである。シリーズ3実験の目的は、1)熱電対取付法の改良による温度応答、熱電対の耐久性のチェックのための予備実験、2)流路外管温度、一次系ループ抵抗をパラメータとした一定注水水頭システム効果実験である。実験の結果、次のことが明らかとなった。1)熱電対取付法の改良は、多少の問題はあるが有効であり、耐久性も向上し、最高1000$$^{circ}$$Cで使用できる。2)流路外管温度は、再冠水現象に大きな影響を与え、特に振動現象の支配因子である。3)一次系ループ抵抗は、炉心注水速度を決定し、結果的に再冠水現象に影響を与える。

口頭

軽水炉シビアアクシデント挙動模擬のためのプラズマ加熱試験技術の開発,2; H27年度の成果とまとめ

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 永江 勇二; 石見 明洋

no journal, , 

原子力機構では福島第一原子力発電所事故時の事象推移解明に向けて、非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時の炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験の実施を検討している。非移行型プラズマ加熱は酸化物燃料が溶融するような高温条件の達成や連続的な加熱の実現性の観点で有望であるが、シビアアクシデントの実験研究分野への適用例はなく、その適用性を確認して試験技術を確立する必要があった。そこで機構では平成26年度に模擬燃料ロッドを主体とした小規模試験体(縦横約10cm$$times$$高さ約20cm)をプラズマトーチで加熱する予備試験を行い、燃料の一部溶融を確認することなどにより、本プラズマ加熱の基本的な適用性を確認した。

口頭

軽水炉シビアアクシデント挙動模擬のためのプラズマ加熱試験技術の開発,1; 目的とH26年度の成果

佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 永江 勇二; 石見 明洋

no journal, , 

原子力機構では福島第一原子力発電所事故時の事象推移解明に向けて、非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時の炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験の実施を検討している。非移行型プラズマ加熱は酸化物燃料が溶融するような高温条件の達成や連続的な加熱の実現性の観点で有望であるが、シビアアクシデントの実験研究分野への適用例はなく、その適用性を確認して試験技術を確立する必要があった。そこで機構では平成26年度に模擬燃料ロッドを主体とした小規模試験体(縦横約10cm$$times$$高さ約20cm)をプラズマトーチで加熱する予備試験(Phase I)を行い、燃料の一部溶融を確認して本プラズマ加熱の基本的な適用性を確認した。

口頭

軽水炉シビアアクシデント挙動模擬のためのプラズマ加熱試験技術の開発,3; EPMAを用いた広範囲にわたる酸素マッピング分析手法の検討

阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 田中 宏*; 山口 英信*

no journal, , 

原子力機構では福島第一原子力発電所事故時の事象推移解明に向けた非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時の炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験の実施を検討している。当該試験では、BWRの基本構成要素(燃料ロッド、チャネルボックス、制御棒ブレード、下部支持構造)を模擬した試験体を製作し、加熱試験を行う計画である。しかし、模擬燃料ペレットでUO$$_{2}$$-Zr系と疑似的状態図が類似しているジルコニア(ZrO$$_{2}$$)を用いるため、移行挙動を評価するには被覆管(Zr)に含まれる酸素量または内包される不純物量を比較する必要がある。そこで、我々はコンクリートの劣化診断などで広く使われている広範囲EPMA(WDX)に着目し、模擬燃料ペレットと被覆管のみを模擬した小規模試験体(Phase I)を対象に、酸素濃度分布及び内包される不純物(Mg, Hf)分布を測定し、その妥当性をXRF及び不活性ガス溶解法を用いた酸素の定量分析によるO/M比で評価した。

口頭

模擬燃料集合体加熱試験を用いた材料分析の検討,1; 模擬燃料試験体加熱試験の評価概要

阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 山口 英信*

no journal, , 

原子力機構では、加熱技術及び試験後の分析技術の適用性を確認するため、BWR炉心の基本構成要素からなる模擬燃料集合体を製作し、プラズマ加熱試験(Phase II)を実施した。本報では、Phase II試験体のX線CT及び元素分析(EPMA及びLA-ICP-MS)の結果について報告する。

口頭

プラズマ加熱試験の材料分析を用いた評価手法の確立,1; プラズマ加熱試験の材料分析を用いた評価手法の概要

阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 山口 英信*; 丸山 信一郎*

no journal, , 

原子力機構では福島第一事故時の事象推移解明に向けた非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時に起こる炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を実施している。本報告では模擬試験体を用いて開発した加工技術とWDXによるB及びOの濃度分布について報告する。

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