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報告書

Verification of alternative dew point hygrometer for CV-LRT in MONJU; Short- and long-term verification for capacitance-type dew point hygrometer (Translated document)

市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*

JAEA-Research 2017-001, 40 Pages, 2017/03

JAEA-Research-2017-001.pdf:5.19MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件:空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい試験規定」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度:$$pm$$2.04$$^{circ}$$C)を長期間にわたり有することを確認した。

論文

Characterization of the insoluble sludge from the dissolution of irradiated fast breeder reactor fuel

粟飯原 はるか; 荒井 陽一; 柴田 淳広; 野村 和則; 竹内 正行

Procedia Chemistry, 21, p.279 - 284, 2016/12

BB2015-3214.pdf:0.31MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:20.72

Insoluble sludge is generated in reprocessing process. Actual sludge data, which had been obtained from the dissolution experiments of irradiated fuel of fast reactor "Joyo" were reevaluated especially from the view point of the characterization of sludge. The yields of sludge were calculated from the weight and there were less than 1%. Element concentrations of sludge were analyzed after decomposing by alkaline fusion. As the results, molybdenum, technetium, ruthenium, rhodium and palladium accounted for mostly of the sludge. From their chemical compositions and structure analyzed by XRD show good agree that main component of sludge is Mo$$_{4}$$Ru$$_{4}$$RhPdTc regardless of the experimental condition. At the condition of reprocessing fast breeder fuel, it is indicated that molybdenum and zirconium in dissolved solution is low, therefore zirconium molybdate hydrate may not produce abundant amount in the process.

論文

Analysis of fuel subassembly innerduct configurational effects on the core characteristics and power distribution of a sodium-cooled fast breeder reactor

大釜 和也; 中野 佳洋; 大木 繁夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1155 - 1163, 2016/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

JSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)では、炉心崩壊事故(CDA)対策として、内部ダクト付燃料集合体を採用している。炉心核計算において、この内部ダクト構造を直接取扱い、全内部ダクトが炉心中心に対して外側を向くように集合体を配列した場合(外向)、全内部ダクトが内側を向くように集合体を配列した場合(内向)に比較して、炉心中心付近の出力分布が高くなることが報告されている。この要因を分析するため、本研究では、モンテカルロ法に基づく輸送計算および燃焼計算コードを使用し、種々の内部ダクト配列において炉心の出力分布および炉心特性を評価した。この結果、外向および内向配置における炉心中心の出力分布の違いの主要因は、内部ダクト配列の違いに起因する核物質の空間分布の違いであることがわかった。同じメカニズムで、炉心中心以外においても内部ダクト配置の違いにより出力分布に影響が生じることがわかった。また、内部ダクト配置の違いによる制御棒価値への影響を確認した。

論文

Improvement of transient analysis method of a sodium-cooled fast reactor with FAIDUS fuel sub-assemblies

大釜 和也; 川島 克之*; 大木 繁夫

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

内部ダクト付燃料集合体を採用したJSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の過渡挙動を精緻に評価するため、プラント動特性解析コードHIPRAC用の新たなモデルを開発した。このモデルでは、内側および外側炉心燃料チャンネルを、バンドル内、周辺部および内部ダクト隣接部にわけて、それぞれのチャンネルにおける冷却材再分布および温度を評価できる。バンドル内および周辺部のチャンネルの冷却材温度分布については、過去に実施した$$alpha$$-FLOWによる解析結果との比較により検証した。内部ダクト内の冷却材温度分布は、汎用熱流動解析コードSTAR-CD ver. 3.26により解析した。この結果に基づき、内部ダクト内での水平方向に均一な温度分布を仮定した伝熱モデルをHIPRAC用のモデルとして適用した。750MWe JSFRの低除染TRU含有燃料炉心における反応度係数を評価し、これを用いて、HIPRACコードにより冷却材喪失型事象における過渡挙動を評価した。新旧モデルの解析結果の比較から、詳細な冷却材温度評価により、内部ダクトやラッパ管ギャップなどを含む燃料集合体周辺部の冷却材温度および冷却材フィードバック反応度の過大評価が改善されることが示された。

論文

Safety requirements expected for the prototype fast breeder reactor "Monju"

齋藤 伸三; 岡本 幸司*; 片岡 勲*; 杉山 憲一郎*; 村松 健*; 一宮 正和*; 近藤 悟; 与能本 泰介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05

Japan Atomic Energy Agency set up "Advisory Committee on Monju Safety Requirements" in order to establish original safety requirements expected to the prototype FBR "Monju" SFRs use sodium as coolant. It is not necessary to increase primary system pressure for power generation because of the high boiling point of sodium (883$$^{circ}$$C at atmospheric pressure) and sodium coolant liquid level can be maintained by guard vessels. It would therefore not result in core uncovering accident in early stage even in the case of a loss of primary coolant accident which could occur in LWRs, and hence forced pressure reduction and coolant injection are not necessary for SFRs. Liquid sodium can be used in the wide temperature range and be cooled by natural circulation. In addition, multiple accident management strategies by manual operation can be applied because temperature increase is generally gradual even under accident conditions and grace period (several to several ten hours) before significant core damage occurs can be achieved due to large heat capacity of sodium in systems. This paper summarizes the above mentioned safety requirements expected to Monju discussed by the committee.

論文

Investigation of multi-dimensional effect in sodium leak and fire behavior

大野 修司

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/12

高速炉冷却材ナトリウムが大流量でコラム状に漏えいし床で衝突飛散する場合の燃焼挙動と熱影響について、大規模ナトリウム燃焼試験における試験容器内部温度や酸素濃度の測定結果をもとに分析評価した。その結果、ナトリウム燃焼が大空間内部の限定された領域で生じる場合の局所的な酸素欠乏によって燃焼が抑制・緩和される効果が存在することを明らかにした。

報告書

革新的水冷却炉研究会(第8回)に関する研究会報告書; 2005年2月10日,航空会館,東京都港区

小林 登; 大久保 努; 内川 貞夫

JAERI-Review 2005-029, 119 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-029.pdf:11.01MB

「革新的水冷却炉研究会」は、軽水炉によるプルトニウムリサイクルを目指して日本原子力研究所(原研)が研究開発を進めている革新的水冷却炉(FLWR)に関して、大学,電力会社,原子力メーカー及び研究機関等の研究者と情報交換を行って今後の研究の進展に資することを目的に実施しているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第8回となる今回は、平成17年2月10日に航空会館で行われ、日本原子力学会北関東支部並びに関東・甲越支部の共催を得て、電力会社,大学,研究機関,メーカー等から75名の参加があった。まず、原研における革新的水冷却炉の全体構想と研究開発状況とともに、軽水炉プルトニウム利用の高度化にかかわる燃料サイクル長期シナリオに関する発表が行われ、要素技術開発の現状として稠密炉心の熱流動特性試験及び大阪大学から稠密炉心の核特性予測精度評価技術の開発に関して報告された。続いて次世代軽水炉を巡る動向として「高経済性低減速スペクトルBWRに関する技術開発」,「スーパー軽水炉(超臨界圧軽水炉)の設計と解析」と題して、それぞれ東芝と東京大学からの発表があった。本報告書では、各発表内容の要旨及び当日に使用したOHP資料,講演に対する質疑応答を掲載した。

報告書

受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発(受託研究)

岩村 公道; 大久保 努; 秋江 拓志; 久語 輝彦; 与能本 泰介; 呉田 昌俊; 石川 信行; 長家 康展; 新谷 文将; 岡嶋 成晃; et al.

JAERI-Research 2004-008, 383 Pages, 2004/06

JAERI-Research-2004-008.pdf:21.49MB

本報告書は、日本原子力研究所,日本原子力発電,日立製作所,東京工業大学が財団法人エネルギー総合工学研究所からの委託を受けて平成12$$sim$$14年度に実施した革新的実用原子力技術開発提案公募事業「受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発」の成果をまとめたものである。本提案公募事業では、エネルギーの長期安定供給を確保するとともに、コスト競争力の強化,プルトニウムの有効利用,使用済燃料蓄積量の低減など、原子力発電及び核燃料サイクルが直面する課題の解決、及び安全性・経済性にかかわる技術の一層の向上を図るため、既に実用化している軽水炉技術を最大限に活用し、中性子の減速を抑制して転換比を上げることにより燃料の増殖,高燃焼度・長期サイクル運転,プルトニウムリサイクルが可能となる低減速軽水炉の開発を実施した。 炉心設計,プラントシステム設計とともに、熱流動成立性,炉物理的成立性,燃料の安全性,燃料サイクルの検討を実施し、実用化へ向けた成立性の見通しを得た。

報告書

FCA XVII-1 における種々のサンプルを用いた$$^{238}$$Uドップラー効果測定

安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 大井川 宏之

JAERI-Research 2001-017, 20 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-017.pdf:0.82MB

組成・外径の異なる6種類の円筒形サンプルを用い、$$^{238}$$U自己遮蔽効果を変化させたドップラー効果測定実験を行い、FCA解析手法の予測精度を評価した。実験は、800$$^{circ}C$$までのサンプル加熱反応度価値測定法により行った。解析では、PEACO-Xコードにより求めたサンプルの実効断面積を用いドップラー効果を計算した。拡散理論に基づく解析の結果、金属ウラン及び二酸化ウランサンプルでは実験値と計算値はよく一致したが、背景断面積が大きく$$^{238}$$U自己遮蔽効果が小さいサンプルについては、10%~30%の過小評価となった。輸送計算によりこの過小評価は改善されたが、背景断面積が300barn以上であるサンプルに対しては、依然20%程度の過小評価であった。

論文

Visualization and measurements of liquid phase velocity and void fraction of gas-liquid metal two-phase flow by using neutron radiography

斎藤 泰司*; 日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 飛田 吉春*; 鈴木 徹*; 松林 政仁

Proceedings of 9th International Symposium on Flow Visualization, p.391_1 - 391_10, 2000/00

高速増殖炉の炉心溶融事故では、溶融燃料-スチールの混合層で再臨界の可能性が予想される。再臨界を抑制するメカニズムの一つは負のボイド反応度効果を有する溶融燃料-スチール混合層におけるスチールの沸騰である。沸騰による反応度の変化を評価するためには溶融燃料-スチール混合層中の気液二相流の特性を知ることが必要であり、気体-液体金属の二相混合状態の基本特性を研究するために溶融燃料-スチール混合層中の沸騰気泡を液体金属層の断熱気体の気泡によって模擬した実験を行った。中性子ラジオグラフィと画像処理技術を用いて二相混合状態の可視化、液相移動速度及びボイド率の測定を行った。これらの測定により気体-液体金属二相混合気の基本特性が明らかにされた。

報告書

高速炉燃料再処理溶解液への晶析法の適用に関する安全性の検討

奥野 浩; 藤根 幸雄; 朝倉 俊英; 村崎 穣*; 小山 智造*; 榊原 哲朗*; 柴田 淳広*

JAERI-Research 99-027, 37 Pages, 1999/03

JAERI-Research-99-027.pdf:1.82MB

高速増殖炉燃焼燃料の再処理に当たり、溶解液からウランのみを回収し、後段の処理量の低減化を図る考え方がある。この目的で、晶析法の適用が検討されている。この報告書では、晶析法導入に伴う安全問題について検討した。まず再処理工程全体における晶析の位置付けを明確にし、処理規模及び対象燃料を規定した。次に、安全上問題となりうる臨界、遮蔽、火災・爆発、閉じ込め機能喪失についての可能性、及び留意しておくべき起因事象を検討した。このうち臨界に関して、晶析工程の臨界安全管理例について検討した。特に晶析装置については、平常時及び事故時に分けて評価モデルを設定し、評価の参考となるデータを臨界安全ハンドブックから抽出した。評価上重要な基本データである硝酸プルトニウムの理論密度は、最新のデータに基づき独自に推算した。これらの情報に基づき、晶析装置の核的制限値を算出した。

論文

Application of neutron radiography to visualization of direct contact heat exchange between water and low melting point alloy

西 義久*; 木下 泉*; 古谷 正裕*; 竹中 信幸*; 松林 政仁; 鶴野 晃

Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.548 - 555, 1996/00

高速炉用の蒸気発生器として1次ナトリウムで加熱した液体金属と水との直接接触伝熱を利用したものが提案されている。この蒸気発生器は、従来型の伝熱管を介して水とナトリウムが熱交換する蒸気発生器と比較して、ナトリウム-水反応対策設備の大幅な合理化が可能でコンパクトであり、高速増殖炉の建設コストの低減が期待できる。これまで、溶融金属中に水を注入する伝熱実験が行われてきたが、溶融金属中の水の蒸発のメカニズムについては既存研究も見あたらず、それに関する知見もなかった。したがって従来は、不活性ガスの挙動に関する研究や温水中のフロンの蒸発に関する研究からの類推で検討を行うことが多かった。今回JRR-3M中性子ラジオグラフィ装置を用いて溶融金属中の水の蒸発現象を可視化し、従来の実験とは異なった知見が得られた。

報告書

高速炉の反応度推定へのH$$_{infty}$$最適推定器の適用

鈴木 勝男; 島崎 潤也

JAERI-M 93-062, 28 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-062.pdf:0.71MB

本報はL$$_{2}$$関数空間に属する外乱全体に対して推定誤差の最大エネルギをH$$_{infty}$$ノルムの意味で最小化するミニマックス問題として定式化されたH$$_{infty}$$最適推定理論に基づく設計法を用いて高速炉の反応度推定器を設計し、その推定結果について報告するものである。まず、通常の核的一点動特性方程式に仮想的な外乱で駆動される正味反応度の状態方程式を組合せた設計モデルを作成し推定器を設計する。次に、計算機シミュレーションにより種々の外乱に対する反応度変化の推定結果を示す。

報告書

Reactor Engineering Department Annual Report; April 1,1982-March 31,1983

松浦 祥次郎

JAERI-M 83-129, 246 Pages, 1983/09

JAERI-M-83-129.pdf:6.95MB

昭和57年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。さらに、57年度から保障措置に関する研究開発が当部において総合的に実施されることとなった。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、核融合ニュートロニクス、原子炉計装、制御と異常診断、保障措置技術、及び炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べる。

報告書

Reactor Engineering Division Annual Report(April 1,1981-March 31,1982)

原子炉工学部

JAERI-M 82-114, 197 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-114.pdf:5.13MB

昭和56年度の原子炉工学部研究活動状況をとりまとめた報告書である。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属冷却高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、遮蔽、原子炉計装、炉制御と異常診断、核融合炉技術、及び炉物に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べている。

報告書

Reactor Engineering Division Annual Report; April 1,1980-March 31,1981

原子炉工学部

JAERI-M 9672, 172 Pages, 1981/09

JAERI-M-9672.pdf:4.79MB

昭和55年度の原子炉工学部研究活動状況報告書である。原子炉工学部における研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、さらに動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連している。核データと群定数、炉理論コード開発、積分実験と解析、遮蔽、炉計装と核計装、炉制御と診断、核融合炉技術、および炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり、多くの成果を述べている。

報告書

Reactor Engineering Division Annual Report; April 1, 1978-March 31, 1979

引田 実弥

JAERI-M 8393, 166 Pages, 1979/09

JAERI-M-8393.pdf:4.79MB

本報告書は、原子炉工学部において昭和53年度に行われた研究活動をとりまとめたものである。原子炉工学部における研究は、多目的高圧ガス炉の開発、核融合炉のための炉工学的研究、および動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連している。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、遮蔽、炉計装と核計装、動特性と制御法の開発、核融合炉技術、および物理と原子力施設解体に関する研究委員会活動の各分野にわたって、多くの成果が述べられている。

論文

高速炉用軸受; 液体ナトリウム潤滑

宇賀 丈雄

潤滑, 23(11), p.856 - 857, 1978/11

転がり接触を要求される高速炉構造要素、液体ナトリウム雰囲気での転がり接触材料の選択、液体ナトリウム中での転がり軸受の開発試験研究の成果を磨耗、疲労損傷、摩擦係数について述べた。

論文

高速炉開発とナトリウム化学

古川 和男

原子力工業, 19(6), p.1 - 4, 1973/06

高速炉開発において何かトラブルが発見され判断に迷うことが起きるとするならば、一番気になるには既存技術関係よりNa技術特にナトリウム化学に関する面であろう。しかしそれに関する知識は余りに貧弱である。改善の一助として、その研究が困難(学問的困難と実験技術上の困難の両者がある)な理由に関する見解を紹介すると共に、その促進策の一部を提案した。次に、特に重要な非金属不純物挙動、質量移行現象、燃料物質とNaの共存性、新しい燃料形態、その他について、長期的にどのような事が問題となるか、その研究現状と共に考察を試みた。

論文

液体ナトリウムバルブ開発とその技術的問題点

古川 和男

配管と装置, 13(3), p.11 - 27, 1973/03

液体ナトリム用バルブは、ナトリウム機器、部品の中で最も開発が遅れているものであろう。その理由は、ナトリウム技術上の原理的難問を最も多くかかえこんでおるからであって、その主なるものは、(1)熱衛撃による歪み防止(カジリ、弁生ナトリウム漏洩)、(2)軸封方式の確立(ナトリム凝固軸封の困難)、(3)酸化され、また懸濁物をもったナトリウムによるトラブルの防止、完全なドレイン、(4)ナトリウムハンマ、振動、カジリ防止等である。これらはしばしばバルブ一般における要請と矛盾して、現実に洗練された設計は完成されていなかったといえる。ここでは、ナトリウム冷却炉における使用条件、開発実績、過去のトラブル等を紹介しつつ、今後の大型バルブの開発方向、新しく提案された設計などを示した。

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