検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 92 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Transient response of LWR fuels (RIA)

宇田川 豊; 更田 豊志*

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.2, p.322 - 338, 2020/08

This article aims at providing a general outline of fuel behavior during a reactivity-initiated accident (RIA) postulated in light water reactors (LWRs) and at showing experimental data providing technical basis for the current RIA-related regulatory criteria in Japan.

報告書

HTTR炉心解析における制御棒モデルの検討

長住 達; 松中 一朗*; 藤本 望*; 石井 俊晃; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2020-003, 13 Pages, 2020/05

JAEA-Technology-2020-003.pdf:1.5MB

MVPコードを用いて、制御棒の幾何形状を実機の制御棒構造に近づけた詳細モデルを作成し、制御棒モデルの詳細化によるHTTRの核特性への影響について検討した。この結果、臨界制御棒位置は、制御棒モデルの詳細化により、従来のモデルと比べて11mm低くなり、実測値である1775mmに近づいた。また、制御棒先端のショックアブソーバーにより吸収された反応度は0.2%$$Delta$$k/kとなり、臨界制御棒位置にして14mmの差となることが分かった。さらに、制御棒の形状効果によるSRACコードの解析値に対する補正量は、制御棒モデルの詳細化とショックアブソーバーによる影響を考慮して、低温臨界時において反応度で-0.05%$$Delta$$k/k、臨界制御棒位置にして-3mmとなった。

論文

Boron chemistry during transportation in the high temperature region of a boiling water reactor under severe accident conditions

三輪 周平; 高瀬 学; 井元 純平; 西岡 俊一郎; 宮原 直哉; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(3), p.291 - 300, 2020/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

BWR重大事故における制御材ホウ素の移行挙動を、セシウム及びヨウ素に与える化学的影響の観点から評価するため、高温領域を移行するホウ素の化学挙動を実験的に調べた。核分裂生成物放出移行再現実験装置を用いて水蒸気雰囲気にて酸化ホウ素試料の加熱実験を実施した。放出した酸化ホウ素蒸気は1,000K以上においてステンレス鋼への凝集により多量に沈着した。さらに、この酸化ホウ素の沈着物、もしくはホウ素蒸気種とステンレス鋼が1,000K以上において反応することで、安定な鉄-ホウ素の複合酸化物(FeO)$$_{2}$$BO$$_{3}$$化合物を形成することが分かった。この結果は、重大事故時において、破損したBWR制御ブレードから放出されるホウ素は圧力容器内等の高温領域に保持されることを示している。このことから、セシウム蒸気がホウ素の沈着物と反応することで低揮発性のホウ酸セシウム化合物を形成し、圧力容器から低温領域に移行するセシウム蒸気が減少することなどが可能性として考えられる。

論文

Study on the discharge behavior of molten-core through the control rod guide tube in the core disruptive accident of SFR

加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

炉心崩壊事故における溶融炉心の原子炉内収束を確実にすることを目指し、溶融炉心の即発臨界超過に伴う大規模なエネルギー発生を防ぐために、制御棒案内管(CRGT)を通じた溶融炉心物質の炉外排出が検討されている。CRGTを高圧プレナム接続にすることを検討した場合、ナトリウム流量調整機構のようなCRGT内部の構造体は炉心領域からの溶融炉心物質の排出を阻害し得る。これらの背景に基づき、CRGTを通じた溶融炉心物質の排出挙動を明らかにすることを課題の1つに取り上げたカザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)との共同研究「EAGLE-3計画」が開始された。ナトリウム流量調整機構の破壊に関するその周囲のナトリウム冷却効果について検討するため、NNC-RKが所掌する炉外試験装置においてナトリウムと燃料模擬物質である溶融アルミナを使用した試験が実施された。本試験結果は、溶融アルミナの流入初期段階においてボイド領域の発達が排出経路から液相ナトリウムを排斥し、これに伴ってナトリウム流量調整機構の周囲におけるナトリウム冷却効果を排除したことを示した。結果として、早期のナトリウム流量調整機構の破壊と大規模な溶融アルミナの流出が生じた。

論文

Irradiation performance of sodium-bonded control rod for the fast breeder reactor

佐々木 新治; 前田 宏治; 古屋 廣高*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.276 - 282, 2018/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.54(Nuclear Science & Technology)

The lifetime of control rods is limited by the absorber (B$$_{4}$$C pellets)-cladding mechanical interaction (ACMI). Therefore, sodium (Na)-bonded control rods were developed for long-life control rods. Na-bonded control rods have been irradiated in the experimental fast breeder reactor, JOYO MK-III, and the diametrical changes of the Na-bonded absorber pins after the irradiation were measured in detail. In this paper, these detailed measurements were compared with the results obtained in helium (He)-bonded control rods with and without the shroud tube in a wide burn-up range. From the comparison, it was concluded that the Na-bonded absorber pins are very effective for achieving long-life control rods.

報告書

高温工学試験研究炉HTTRにおける溶融ワイヤを用いた制御棒温度計測技術の開発

濱本 真平; 澤畑 洋明; 鈴木 尚; 石井 俊晃; 柳田 佳徳

JAEA-Technology 2017-012, 20 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-012.pdf:7.9MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒が原子炉運転中に到達する最高温度を測定するため、制御棒先端に融点の異なる合金ワイヤを設置し、原子炉出力100%の状態から原子炉スクラムを経験した後、ワイヤを制御棒から取出し、ワイヤの溶融状態を確認する体系を構築することとした。本研究で溶融ワイヤを取出すための取出し装置を作製した。取出し装置は、想定どおりに機能し、マニュピレータを用いた遠隔での溶融ワイヤを安全、かつ確実に実施することができ、かつ溶融ワイヤの外観観察も明瞭に実施できたことから、制御棒温度計測技術の開発に成功した。ワイヤの外観を観察した結果、融点が505$$^{circ}$$C以下の融解線が融解し、融点が651$$^{circ}$$C以上の融解線が融解していないことが確認された。したがって、制御棒先端の最高到達温度は、505$$^{circ}$$Cから651$$^{circ}$$Cの範囲にあること、すなわち制御棒は、反応炉スクラム時であっても、制御棒被覆材のAlloy 800Hの使用温度基準(900$$^{circ}$$C)の範囲内で使用できていることが分かった。

論文

Development of control technology for the HTTR hydrogen production system

西原 哲夫; 稲垣 嘉之

Nuclear Technology, 153(1), p.100 - 106, 2006/01

 被引用回数:8 パーセンタイル:46.33(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所では高温ガス炉HTTRを利用した水素製造の研究開発を進めている。本システムの主要課題の1つとして、安定な運転を行うための制御技術の開発がある。化学反応器の下流に設置する蒸気発生器を用いてヘリウム温度の変動を緩和し、熱負荷変動を吸収することを提案した。起動運転と化学反応器の負荷喪失事象を対象として熱流動解析を行った。原料ガスの流量変化に伴う化学反応器出口の大きなヘリウム温度の変動は蒸気発生器出口で緩和されることを示した。この結果、HTTRは原料ガスの流量によらず、通常運転を継続することができる。

報告書

研究用原子炉(JRR-4)の制御棒挿入障害事象にかかわる再発防止対策

JRR-4管理課; 研究炉利用課

JAERI-Tech 2005-042, 58 Pages, 2005/07

JAERI-Tech-2005-042.pdf:5.4MB

研究用原子炉(JRR-4)において、平成17年6月10日に、定格出力(3,500kW)で運転中、制御棒挿入障害事象が発生し、原子炉を手動停止した。原因調査の結果、制御棒挿入障害は制御棒の振れを止める部分のねじが緩み、このねじが制御棒と干渉して挿入をできなくしたものであることが判明した。原因となったねじを新品と交換し正常な状態に復旧するとともに、制御棒挿入障害事象の重みを考え、再発防止対策として、同様の事象を引き起こす可能性のある炉心上部の全てのねじ類の増し締め点検を行った。今後は、これらのねじ類について増し締め点検を定期的に実施していくこととした。本書は、再発防止対策として実施したねじ類の増し締め点検についてとりまとめたものである。

論文

ニューラルネットワークを用いたHTTR制御棒引抜き試験の事前解析手法

大野 富生*; Subekti, M.*; 工藤 和彦*; 高松 邦吉; 中川 繁昭; 鍋島 邦彦

日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.115 - 126, 2005/06

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)では高温ガス炉の安全性実証を目的とした制御棒引き抜き試験が行われている。試験の実施には事前解析が必要で、本報ではニューラルネットワークを用いた原子炉出力及び反応度変化の予測手法について報告する。本研究で提案するのはリカレントネットワーク(RNN)を基本とし、時系列データの処理性能を向上させるため時間同期信号(TSS)を加えたモデルである。ネットワークの入力とするのは中央制御棒位置変化と他の重要な炉心情報で、原子炉出力及び反応度変化を出力とする。学習後、今後の試験における原子炉出力及び反応度変化の予測が可能となる。

論文

Study on control characteristics for HTTR hydrogen production system with mock-up test facility; System controllability test for fluctuation of chemical reaction

稲葉 良知; 大橋 弘史; 西原 哲夫; 佐藤 博之; 稲垣 嘉之; 武田 哲明; 林 光二; 高田 昌二

Nuclear Engineering and Design, 235(1), p.111 - 121, 2005/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:61.73(Nuclear Science & Technology)

HTTR水素製造システムのモックアップモデルである実規模単一反応管試験装置を用いて、定常運転状態からプロセスガス供給量をステップ状に変化させ、水蒸気改質器における化学反応量に変動を与え、過渡時の制御特性を調べる試験を行った。その結果、原子炉へ影響を及ぼすことなく、水素製造システムを安定に制御できることを確認した。また、得られた試験結果と熱物質収支解析コードによる解析結果とを比較したところ、よく一致した。

論文

Reactivity control system of the high temperature engineering test reactor

橘 幸男; 澤畑 洋明; 伊与久 達夫; 中澤 利雄

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.89 - 101, 2004/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:47.84(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系から構成される。通常運転時、反応度は、16対の制御棒で構成される制御棒系により制御される。何らかの原因で制御棒を挿入できない場合は、後備停止系により、中性子吸収材である炭化ほう素ペレットを炉心内に落下し、原子炉を停止する。制御棒の構造材として、Alloy800Hが採用されているが、HTTRでは、スクラム時に制御棒温度が最高約900$$^{circ}$$Cに到達するため、新たに、設計基準及び材料強度基準を定めている。本論文は、制御棒の設計基準,材料強度基準及びこれらに基づく温度・応力解析結果並びに制御棒系と後備停止系に関する試験についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

論文

Characteristic test of initial HTTR core

野尻 直喜; 島川 聡司; 藤本 望; 後藤 実

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.283 - 290, 2004/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:44.08(Nuclear Science & Technology)

本報告書はHTTRの起動試験及び出力上昇試験時の炉物理試験結果について記載したものである。この試験は高温ガス炉の性能と安全性を確認する目的で行われ、臨界近接,過剰反応度,炉停止余裕,制御棒価値,反応度係数,中性子束分布及び出力分布が測定された。測定結果と計算結果から予期していた炉心性能と必要な炉心安全性能を有することを確認した。

論文

Indirect air cooling techniques for control rod drives in the high temperature engineering test reactor

竹田 武司; 橘 幸男

Nuclear Engineering and Design, 223(1), p.25 - 40, 2003/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.95(Nuclear Science & Technology)

HTTR(高温工学試験研究炉)の16対の制御棒は反応度変化を制御するため用いられる。HTTRは日本初の高温ガス炉であり、原子炉出口ガス温度は950$$^{circ}$$C,熱出力は30MWである。原子炉圧力容器の上部に取り付けられている制御棒用スタンドパイプには、制御棒駆動装置が1個ずつ収納されている。制御棒駆動装置の温度が180$$^{circ}$$Cを越える場合、電磁クラッチの電気絶縁性が低下し、制御棒駆動装置が正常に機能しない恐れがある。31本のスタンドパイプはスタンドパイプ室に林立しており、中央にある制御棒用スタンドパイプを効果的に冷却すべきである。そこで、適切な空気吹出しノズルと空気吸込口を有する1対のリング状ダクトを介して、空気の強制循環により制御棒駆動部を間接的に冷却することとした。解析結果に基づくリング状ダクトをスタンドパイプ室に据え付けた。HTTRの出力上昇試験の評価結果から、全出力運転及びスクラム時において、制御棒用スタンドパイプ内の電磁クラッチ及びその回りのヘリウムガス雰囲気温度はそれぞれ180$$^{circ}$$C,75$$^{circ}$$Cを下回ることが明らかになった。

報告書

HTTR原子炉スクラム時の制御棒温度解析; 商用電源喪失試験の実測データに基づく評価

高田 英治*; 藤本 望; 松田 淳子*; 中川 繁昭

JAERI-Tech 2003-040, 23 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-040.pdf:1.28MB

HTTRは1次冷却材の温度が最高約950$$^{circ}C$$に達するため、制御棒の金属材料には特殊合金としてAlloy800Hが使用されている。この制御棒の使用に関しては、Alloy800Hの強度データにより、制限温度を900$$^{circ}C$$以下と定め、これを超えるような環境で使用された場合には必要に応じて制御棒を交換することになっている。制御棒温度が900$$^{circ}C$$を超える可能性のある事象として高温試験運転からの商用電源喪失に伴う原子炉スクラムが挙げられる。本書では、出力上昇試験で得られた商用電源喪失試験時の実測データを用いて制御棒温度解析を実施した結果を示す。解析の結果、繰り返し使用を考慮した事象の中で制御棒温度が最も高くなる商用電源喪失が発生したとしても、制御棒温度は制限値を上回ることはなく、健全性が確保されることを確認した。

論文

Development of control technology for the HTGR hydrogen production system

西原 哲夫; 稲垣 嘉之

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.320 - 324, 2003/00

高温ガス炉水素製造システムの開発課題として、水素製造設備で発生した熱外乱が原子炉に伝播し、原子炉の運転に影響を与えないための制御技術の開発がある。原研では、蒸気発生器を用いた熱外乱緩和システムを提案し、HTTR水素製造システムによる実証試験を通してこのシステムの有効性を実証する計画である。この技術が成立することにより、水素製造設備と原子炉の運転制御は独立して行えることとなる。本論文は、HTTR水素製造システムの概要を示すとともに、プラント動特性解析により熱外乱緩和システムの有効性を示したものである。

報告書

高温ガス炉用炭素繊維強化炭素複合材料の開発

曽我部 敏明; 石原 正博; 馬場 信一; 小嶋 崇夫; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 星屋 泰二; 平岡 利治*; 山地 雅俊*

JAERI-Research 2002-026, 22 Pages, 2002/11

JAERI-Research-2002-026.pdf:2.41MB

高温工学に関する先端的基礎研究のうち、高温ガス炉技術の高度化のための原子炉要素技術の研究開発として炭素繊維強化炭素複合材料(C/C複合材料)製制御棒被覆管の研究開発を進めている。また、実用化に反映可能となる物性予測,評価に関する基礎的な研究を「耐熱セラミックス複合材料の照射損傷機構に関する予備試験」の一環として進めている。本報告は、これまで行ってきたC/C複合材料に関する研究開発についてまとめたものである。開発に当たっては、材料特性,構造物の製作可能性,安定供給性,コストなどを考慮し、C/C複合材料の試作・検討により有望な材料を開発した。材料特性としては、引張強さや曲げ強さ等の機械的強度が高いこと、破断ひずみが大きくかつ靭性が高いこと、中性子照射に対して寸法変化が少なく安定性が高いこと等を考慮している。その結果、炭素繊維としてポリアクリロニトリル系の平織りクロス,マトリックス材としてピッチを用い、さらに耐照射損傷性を高めるための特別な熱処理及び原子炉級に不純物を除去する高純度化を施した2次元炭素繊維強化炭素複合材料(2D-C/C複合材料)を開発した。

論文

Safety shutdown of the High Temperature Engineering Test Reactor during loss of off-site electric power simulation test

竹田 武司; 中川 繁昭; 本間 史隆*; 高田 英治*; 藤本 望

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(9), p.986 - 995, 2002/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:82.04(Nuclear Science & Technology)

HTTR(高温工学試験研究炉)は、黒鉛減速,ヘリウムガス冷却型の日本で初めての高温ガス炉である。HTTRは、2001年12月7日に初めて定格運転で全出力(30MW)を達成した。HTTRの出力上昇試験の中で、スクラムを伴う異常な過渡変化のシミュレーション試験を30MW運転からの商用電源の手動遮断により実施した。商用電源喪失直後、ヘリウム循環機,加圧水ポンプはコーストダウンし、ヘリウム及び加圧水の流量はスクラム設定値まで減少した。16対の制御棒は、設計値(12秒)以内で重力落下により炉心に2段階で挿入した。商用電源喪失から51秒で、非常用発電機からの給電により補助冷却設備は起動した。補助冷却設備の起動後40分で、炉心黒鉛構造物(例えば、燃料ブロック)の過渡な熱衝撃を防止するため、補助ヘリウム循環機2台のうち1台を計画的に停止した。補助冷却設備の起動後、炉内黒鉛構造物である高温プレナムブロックの温度は継続的に低下した。HTTR動的機器のブラックアウトシーケンスは設計通りであった。商用電源喪失シミュレーション試験により、スクラム後のHTTRの安全停止を確認した。

報告書

HTTRでの出力分布測定時の線量当量率測定及び放射線モニタリング結果

高田 英治*; 藤本 望; 野尻 直喜; 梅田 政幸; 石仙 繁; 足利谷 好信

JAERI-Data/Code 2002-009, 83 Pages, 2002/05

JAERI-Data-Code-2002-009.pdf:3.51MB

HTTRの燃料体からの$$gamma$$線を測定する出力分布測定を行う時点で、燃料交換機,制御棒交換機,スタンドパイプ室周辺,メンテナンスピット周辺での線量当量率の測定を行った。出力分布測定作業は、炉心で照射された燃料体を取り扱う初めての機会であるので、機器の遮へい性能の確認,想定外のストリーミングパスの有無の確認を目的とした測定及び作業中の放射線モニタリングを行った。その結果、線量当量率は予測値以下であり、機器の遮へい上問題は見つからなかった。また、作業環境の測定によるデータを取得することができ、将来の作業環境予測のためのデータを取得することができた。

論文

RAPID-L highly automated fast reactor concept without any control rods, 2; Critical experiment of lithium-6 used in LEM and LIM

角田 弘和*; 佐藤 理*; 岡嶋 成晃; 山根 剛; 飯島 進; 神戸 満*

Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/00

月面用高速炉RAPID-Lでは完全自動制御を達成するために、革新的な反応度制御システムLEM,LIM及びLRMを装荷する。これらのシステムでは、Li-6を液体吸収材として用いる。このLi-6は、高速炉ではこれまで吸収材として用いられたことがない。そこで、原研の高速炉臨界集合体(FCA)を用いてLi-6の反応度特性を調べた。実験では、濃縮ウランとステンレス鋼を用いてRAPID-Lの中性子スペクトルを模擬した炉心をFCAに構築し、95%濃縮Li試料を用いてLi-6の軸方向反応度価値分布を測定した。測定結果を、RAPID-L設計手法による計算結果と比較したところ、両者は良い一致を示した。この結果から、炉心設計手法に対するバイアス因子を求め、RAPID-Lに装荷するLEM及びLIMの本数を決定した。

報告書

HTTR出力上昇試験での臨界制御棒位置と温度係数; 中間報告

藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 齋藤 賢司; 小林 正一; 澤畑 洋明; 石仙 繁

JAERI-Tech 2000-091, 49 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2000-091.pdf:2.0MB

現在HTTRでは出力上昇試験を進めており、これまで50%出力を達成している。HTTRの出口温度は950$$^{circ}C$$と高いため、出力上昇の過程で炉心内の温度変化が大きい。このような炉心の解析精度の向上を目的として各出力での臨界制御棒位置及び温度係数について測定を行い、解析との比較を行った。解析は、熱流動解析コードと拡散計算のくり返しにより求めた炉内温度分布を用いて、モンテカルロ計算と拡散計算により行った。その結果、臨界制御帽位置はモンテカルロ計算により50mm以下の誤差で一致し、100%出力では2900mm程度になると予想された。温度係数は拡散計算の結果とよく一致した。今後、出力100%までの測定を行い、解析結果と比較することにより解析精度の向上を目指す。

92 件中 1件目~20件目を表示