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

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

Study on reactor vessel coolability of sodium-cooled fast reactor under severe accident condition; Water experiments using a scale model

小野 綾子; 栗原 成計; 田中 正暁; 大島 宏之; 上出 英樹; 三宅 康洋*; 伊藤 真美*; 中根 茂*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

ナトリウム冷却高速炉で想定されている複数種の崩壊熱除去システムの運用時における炉容器内の熱流動挙動を再現する水流動試験装置を製作した。製作した試験装置は、相似則検討および基礎試験結果により高速炉の縮尺模擬試験に適用することが示された。さらに、ループ型炉およびプール型炉で導入が検討されている浸漬型DHX運用時の炉内流動の可視化試験結果とFLUENTにより実験を数値シミュレーションした結果を示す。

論文

New reactor cavity cooling system (RCCS) with passive safety features; A Comparative methodology between a real RCCS and a scaled-down heat-removal test facility

高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 96, p.137 - 147, 2016/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.39(Nuclear Science & Technology)

東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できる。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。一方、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、ふく射および自然対流に関する実験条件をグラスホフ数を用いて決定することもできた。

論文

New reactor cavity cooling system with a novel shape and passive safety features

高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1250 - 1257, 2016/04

東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できる。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。一方、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、ふく射および自然対流に関する実験条件をグラスホフ数を用いて決定することもできた。

論文

New reactor cavity cooling system having passive safety features using novel shape for HTGRs and VHTRs

高松 邦吉; Hu, R.*

Annals of Nuclear Energy, 77, p.165 - 171, 2015/03

 被引用回数:12 パーセンタイル:79.22(Nuclear Science & Technology)

東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。安全上優れた特性を有する冷却設備に関する研究は、極めて重要なテーマである。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は変動がなく、安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できることがわかった。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。

論文

Analytical tool development for coarse break-up of a molten jet in a deep water pool

森山 清史; 中村 秀夫; 丸山 結*

Nuclear Engineering and Design, 236(19-21), p.2010 - 2025, 2006/10

 被引用回数:21 パーセンタイル:82.37(Nuclear Science & Technology)

軽水炉シビアアクシデント時における溶融炉心/冷却材相互作用(FCI)の粗混合過程及びデブリベッド形成過程を解析的に評価するため、FCI粗混合解析コードJASMINE-preを開発した。JASMINE-preは融体ジェット,融体粒子,融体プールの3成分からなる融体モデルを、二相流解析モデルと連成したものである。二相流モデルは原研で開発されたACE-3Dコードに基づくものである。融体ジェット及び融体プールモデルは各々水中を流下する溶融炉心と底部で塊状になった融体を一次元で表したものであり、融体粒子モデルではラグランジュ的なグループ粒子の概念を用いている。また、簡易的なモデルとして、静止水中における粒子の生成と沈降・冷却のみを考慮したコード「pmjet」を開発した。これらのモデルを用いて、コリウム融体の冷却実験であるFARO実験のうち、水プールが飽和温度の場合と高サブクール条件の場合のシミュレーションを行った。JASMINE-preによる計算結果は、圧力上昇及び融体分裂について実験とおおむね一致した。また、計算結果より、粗混合領域内の溶融状態のコリウム質量は、定常的な融体ジェット分裂のもとでほとんど一定に保たれることがわかった。さらに、この粗混合融体量の計算結果について、JASMINE-preとpmjetの間でよい一致が見られた。

論文

The Effect of temperature, pressure, and sulfur content on viscosity of the Fe-FeS melt

寺崎 英紀*; 加藤 工*; 浦川 啓*; 舟越 賢一*; 鈴木 昭夫*; 岡田 卓; 前田 信*; 佐藤 仁*; 久保 友昭*; 葛西 志津*

Earth and Planetary Science Letters, 190(1-2), p.93 - 101, 2001/07

 被引用回数:47 パーセンタイル:68(Geochemistry & Geophysics)

Fe-FeS系融体は地球外核の主要な候補物質と考えられている。外核内部の対流ダイナミクスを考察するうえで、その粘性は最も重要な物性の1つである。われわれは、新しい試料アセンブリを用いて、X線影像落球法により、Fe-FeS系融体の高圧その場粘性測定を行った。粘性測定は、温度範囲1233-1923K,圧力範囲1.5-6.9GPa,組成範囲Fe-Fe$$_{72}$$S$$_{28}$$(wt %)において行われた。合計17回の測定で得られた粘性係数は、0.008-0.036Pa sの範囲で系統的に変化した。粘性係数の温度・圧力依存性から、粘性流動の活性化エネルギー及び活性化体積は、それぞれ30kJ/mol1,1.5cm$$^{3}$$/molとなり、Fe$$_{72}$$S$$_{28}$$融体の粘性はFe融体より15%小さいことがわかった。これらの傾向は、Fe-FeS系融体の構造変化に関連付けることができる。

論文

Analysis of WITCH/LINER experiments on heat transfer between gas-agitated steel melt and vertical wall

丸山 結; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(10), p.914 - 922, 1999/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:29.56(Nuclear Science & Technology)

気体流入による攪拌を伴う溶融鋼と垂直壁との熱伝達特性を明らかにするため、WITCH/LINER実験の解析を実施した。溶融鋼の固化を考慮した一次元熱伝導数値解析により、気体攪拌を伴う流体を対象とした熱伝達相関式の評価を試みた。Konsetovの熱伝達相関式を改良し、解析に適用した。解析結果と実験との比較から、改良したKonsetovの熱伝達相関式を用いることにより、WITCH/LINER実験において観測された熱伝達特性を妥当な範囲で再現できること、及びこの熱伝達相関式が気体攪拌を伴う低プラントル数流体と垂直壁との熱伝達に適用され得ることが示唆された。

論文

シビアアクシデント研究に関するCSARP計画の成果

杉本 純; 橋本 和一郎*; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 丸山 結; 上塚 寛; 更田 豊志; 中村 武彦; 早田 邦久; 片西 昌司*

日本原子力学会誌, 39(2), p.123 - 134, 1997/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所は1982年以来、米国原子力規制委員会(NRC)が主催するシビアアクシデント研究に関するCSARP(旧称SFD)計画に参加し、原子炉を用いた大規模実験のデータやNRCが開発した解析コード等を入手してきた。また、入手するデータを分析・評価し、解析コードを検証するため、原研でも事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画などの実験を実施するとともに、原研独自の解析コードの開発を進めてきた。本稿では、これまでのCSARP計画で得られた主な成果を中心に、CSARP計画の概要、我が国への反映と貢献について解説する。

論文

Core melt behaviors and thermal properties in LWR severe accident

杉本 純; 上塚 寛; 日高 昭秀; 丸山 結; 山野 憲洋; 橋本 和一郎

Thermophysical Properties 17 (17th Japan Symp. 1996), 0, p.163 - 166, 1996/00

シビアアクシデント時の伝熱挙動は、一般に多成分・多相流が関与するとともに、現象として極めて複雑・多様であることに大きな特徴がある。このうち溶融炉心の挙動としては、炉心の溶融進展、溶融炉心の自然対流、溶融炉心と原子炉圧力容器壁との反応、原子炉圧力容器外部冷却法による溶融炉心の冷却、溶融炉心と冷却材の相互作用、溶融炉心と格納容器床コンクリートとの反応などがある。これらの現象を明らかにするとともに、解析的な評価を行うためには、溶融炉心の融点である2,800$$^{circ}$$Cを越える高温での溶融炉心の比熱、熱伝導率、熱拡散率、密度、表面張力、粘度等の熱物性値が必要である。また、関連する実験とその解析を行うためにも実験体系における同様の熱物性値が必要である。しかし、これらについては非常に限られたものしか得られていないのが現状である。本稿では、シビアアクシデント時の溶融炉心挙動と熱物性について、研究の現状と今後の課題について述べている。

論文

蒸気発生器伝熱管破損事象時のアクシデント・マネージメントに係る解析

石神 努; 小林 健介

日本原子力学会誌, 35(6), p.549 - 560, 1993/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

原研では、緊急時に緊急技術助言組織に有用な情報を提供することを目的とした緊急技術助言対応システムの開発を行っている。同システムに含まれている支援データベース(事故解析結果をデータベース化したもの)の整備の一環として、THALES/ARTコードを用いて2ループPWRプラントにおいて1本の蒸気発生器伝熱管破損を起因事象とする苛酷事故の解析を行い、運転員による回復操作が炉心の健全性保持および環境へのFP放出抑制に及ぼす効果を定量的に評価した。解析の結果、(1)ECCS(高圧注入系)が作動すれば、その流量が定格流量より少なくても炉心露出や炉心溶融の防止が可能であり、安全上の裕度が高いこと、(2)ECCSが作動しない場合でも、1次系の減圧操作により環境へのFP放出量の抑制が可能であること、がわかった。

論文

チェルノブイル原子力発電所の事故シナリオに関する考察;原子炉出力の異常な上昇から黒鉛火災に到るまで

石川 迪夫; 若林 利男*; 塩沢 周策; 望月 弘保*; 大西 信秋

原子力工業, 32(12), p.17 - 31, 1986/00

本論文は、これまでにソ連から報告された事故概要をもとに、種々の解析コードを用いて行った事故シナリオに関する検討の結果についてまとめたものである。本検討では、反応度事故により炉心燃料がどのような状況になったか、黒鉛火災がどのような状況のもとで発生したか等について解析をもとに考察を加えた。

論文

Core meltdown accident analysis for a BWR plant with MARK I type containment

石神 努; 浅香 英明; 小林 健介; 堀井 英雄*; 千葉 猛美*

Source Term Evaluation for Accident Conditions, p.733 - 744, 1986/00

BWR(マークI型格納容器)プラントにおける2つの代表的炉心溶融事故、全交流電源喪失事故(TB')と崩壊熱除去機能喪失事故(TW),をRETRAN02及びMARCH1.0を用いて解析した。炉心露出や格納容器破損など公衆への安全に脅威となる事象の発生時刻を推定するとともに、運転員による回復操作の効果について検討した。 TB'では、直流電源持続時間を7時間とした場合炉心露出開始までの時間が約8時間、格納容器破損までの時間が約13時間と推定される。それまでに交流電源が回復すれば格納容器の健全性を保つことができる。TWでは、格納容器破損までの時間が約26時間と推定される。それまでに残留熱除去系が回復すれば、格納容器並びに炉心の健全性を保つことができる。

論文

炉心溶融事故時の格納容器内熱水力挙動の感度解析

小林 健介; 堀井 英雄*; 石神 努; 千葉 猛美*

日本原子力学会誌, 27(1), p.56 - 65, 1985/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.56(Nuclear Science & Technology)

炉心溶解事故の一例として、米国Brownsferry1号炉の全交流電源喪失事故を対象に格納容器内熱水力挙動の感度解析を行った。このシーケンスは、事故初期段階のみ直流電源が使用可能であると仮定するため、いずれは炉心溶融に至る苛酷なものである。MARCH1.0コードを使用した。感度解析においては、重要と思われるいくつかの入力パラメータをそれぞれ独立に上限値、下限値に設定して計算を行い、標準値に対する変動幅を調べた。以上の感度解析を通じて、何らかの回復措置を採らなければ格納容器は過温破損に至るが、これはMARCHコードに内臓されたデブリーコンクリート相互作用の解析結果モデルと格納容器破損モードに関わる入力パラメータに強く依存していることを示した。また、解析結果に大きな影響を及ぼす重要な入力パラメータを摘出し、今後実施が望まれる実験等、いくつかの課題をまとめた。

報告書

炉心損傷事故解析および研究の現状; 炉心損傷事故調査解析タスクフォース報告書

炉心損傷事故調査解析タスクフォース; FPサブグループ委員*

JAERI-M 84-055, 454 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-055.pdf:14.1MB

本報告書は、SCDに関連する諸問題に関し、できるだけ定量的な検討を加えることを目標として1982年5月に再編成されたタスクフォースの、約1年半の作業結果をまとめたものである。この間に調査、検討した項目は次のとおりである。(1)炉心損傷研究の目的、必要性の検討 (2)わが国において実施すべき現象論的炉心損傷事故研究の検討 (3)炉心損傷事故解析と重要事故シーケンスの検討 (4)SCDに関する重要な物理現象の検討 (5)研究の現状調査

報告書

炉心損傷に関する研究の現状と課題

川崎 了; 生田目 健; 村尾 良夫; 成富 満夫; 内田 正明; 星 蔦雄; 西尾 軍治; 藤城 俊夫; 塩沢 周策; 植田 修三; et al.

JAERI-M 82-039, 201 Pages, 1982/05

JAERI-M-82-039.pdf:6.73MB

安全工学部と安全解析部からタスクフォースを編成し、炉心損傷事故における各事象、研究の現状について調査し、今後必要と思われる研究課題について検討を行った。上記の調査、検討の結果を、炉心損傷事故シーケンス、炉心崩壊・融体挙動、FPの挙動、水素の発生・爆発、水蒸気爆発、格納容器の健全性に分けて、独自の解析評価を含めてまとめた。

報告書

炉心溶融事故解析コード:BOIL 1の感度解析

岡崎 俊二*

JAERI-M 9858, 78 Pages, 1982/01

JAERI-M-9858.pdf:2.08MB

軽水炉の設計基準事故を越えた事故シーケンスに炉心溶融事故がある。冷却材喪失事故進行の過程で、非常用炉心冷却系の機能か喪失し、炉心冷却材が沸騰喪失し、水蒸気中に炉心が露出し、遂には燃料溶融にいたる事故などがその例である。BOIL1コードは、この種の炉心冷却材沸騰喪失(ボイルオフ)とそれに続くヒートアップ、炉心崩壊の過程を解析するため、米国バッテレ・コロンバス研究所で開発され、ラスムッセン研究に使われた。本報告書は、原研計算機で使用できるよう変換整備したものを使用して行なったBOIL1コードの感度解析結果をまとめたものである。ボイルオフ事故過程を支配する最も重要な因子は、ジルコニウム-水反応で発生する熱であることが明らかとなった。また選択する炉心溶融モデルによって、特に溶融領域の拡大進展現象が異なってくることがわかった。

報告書

高速炉の炉心溶融模擬体系における反応率およびサンプル反応度価値の解析

角田 弘和*; 中野 正文; 弘田 実彌

JAERI-M 9091, 50 Pages, 1980/10

JAERI-M-9091.pdf:1.43MB

FCAにおける高速炉の炉心溶融模擬体系であるVIII-2集合体で測定された、核分裂率分布、核分裂率比およぴサンプル反応度価値の解析を行なった。本解析では、炉心溶融事故を扱う際の炉計算手法の適用性を検討する為、輸送(S$$_{N}$$)、拡散および修正拡散計算法をとり上げ、測定値とこれらの比較を行なった。炉定数はJAERI FAST VersionIIから作成した。燃料スランピング体系での核分裂率については、拡散計算はポイド領域のみならず高密度燃料領域でも実験値を再現しない。一方輸送計算はS$$_{4}$$Po近似でも実験値と比較的良く一致する。ポイド領域の拡散係数を変更して用いる修正拡散法は、燃料移動に伴う中性子束分布の変化については、さほどの改善をもたらさない。Puサンプル反応度価値についても、拡散計算では不十分であり、輸送計算によって不一致の改善がなされる。しかし、一部には依然不一致の問題が残り、より詳細な検討が必要である。

報告書

高速炉の炉心溶融模擬体系における反応率およびサンプル反応度価値の測定

中野 正文; 角田 弘和*; 弘田 実彌

JAERI-M 9090, 34 Pages, 1980/09

JAERI-M-9090.pdf:1.06MB

FCA VIII-2集合体による炉心溶融模擬体系において、核分裂率およびサンプル反応度価値を測定し、高速炉の燃料スランピングに伴う中性子束分布の歪みを検討した。実験は燃料移動領域の軸方向位置およびその大きさの異る合計4種類のパターンについて行われた。燃料スランピング領域は炉心中心の3$$times$$3引出し(等価半径9.3cm)である。一連の実験から次のことが明らかになった。I)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U核分裂率分布の歪みは最大40%で、その値は高密度燃料領域とポイド領域でほぼ等しい。II)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U核分裂率分布の歪みは大きくないがポイド領域の外側境界付近で正のピークを示す。III)スペクトルの指標となる核分裂比F8/F5の歪みは燃料移動領域を越えて軸方向ブランケット内までゆるやかに拡がる。IV)Puサンプル反応度価値分布は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U核分裂率分布と同様の歪みを示す。

口頭

受動的安全性を持つ新しい炉容器冷却設備

高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。安全上優れた特性を有する冷却設備に関する研究は、極めて重要なテーマである。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は変動がなく、安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できることがわかった。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。

口頭

受動的安全性を持つ新しい炉容器冷却設備,1; 実機のRCCSと比較するために等倍縮小した除熱試験装置の実験条件

高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*

no journal, , 

東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器及び非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。また、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、伝熱試験装置を製作し、実験を開始した。さらに、実機の冷却設備のふく射及び自然対流を同時に再現できる方法を検討した結果、伝熱試験装置の実験条件を定める手法を提案できた。

20 件中 1件目~20件目を表示
  • 1