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論文

The Working group on the analysis and management of accidents (WGAMA); A Historical review of major contributions

Herranz, L. E.*; Jacquemain, D.*; Nitheanandan, T.*; Sandberg, N.*; Barr$'e$, F.*; Bechta, S.*; Choi, K.-Y.*; D'Auria, F.*; Lee, R.*; 中村 秀夫

Progress in Nuclear Energy, 127, p.103432_1 - 103432_14, 2020/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:8.64(Nuclear Science & Technology)

WGAMA started on Dec. 31st 1999 to assess and strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPP and to facilitate international convergence on safety issues and AM analyses and strategies. WGAMA addresses reactor thermal-hydraulics (Thys), in-vessel behavior of degraded cores, containment behavior and protection, and FP release, transport, deposition and retention, for both current and advanced reactors. This paper summarizes such WGAMA contributions in Thys, CFD and severe accidents, which include the Fukushima-Daiichi accident impacts on the WGAMA activities and their substantial outcomes. Around 50 technical reports have become reference in the related fields, which appear in References. Recommendations in these reports include further research, some of which have given rise to the joint projects conducted or underway within the OECD framework. Ongoing WGAMA activities are numerous and a number of them are to be launched in the near future, which are shortly mentioned too.

論文

Simultaneous measurement of fluid temperature and phase during water jet injection into high temperature melt

柴本 泰照; 久木田 豊*; 中村 秀夫

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-11) (CD-ROM), 15 Pages, 2005/10

溶融鉛ビスマス中に貫入する水ジェットの挙動について実験的に検討した。両相の混合と相互作用を流体温度と流体相判別を同時測定することで検出した。計測には、本実験のために新たに開発したプローブを使用した。従来研究例の多い融体注入モードにおいては、水中に投入された融体の温度低下によって膜沸騰が不安定になることが、蒸気爆発の原因(トリガリング)であると考えられている。一方、本研究の対象とする冷却材注入モードでは、融体中に注入された水の温度は上昇し続け、これは一般的には膜沸騰を安定化させる効果を持つはずである。しかしながら、本研究の実験においては、水及び融体の初期温度が最も高い場合に最も不安定かつ急速な蒸気生成が起こり、融体注入モードとは明らかに異なる現象が起こっていることが明らかとなった。融体及び水の初期温度とジェット速度を系統的に変えた実験の結果から、このような不安定現象は、融体と水が液液接触した時の界面温度が水の均質核生成温度を超え、かつキャビティ内に大量の飽和水が蓄積されているときに起こることが明らかになった。一方、界面温度が水の均質核生成温度より十分に低い場合には安定な沸騰を維持できることも明らかになった。

論文

In situ X-ray observations of the decomposition of brucite and the graphite-diamond conversion in aqueous fluid at high pressure and temperature

岡田 卓; 内海 渉; 金子 洋*; 山片 正明*; 下村 理

Physics and Chemistry of Minerals, 29(7), p.439 - 445, 2002/08

 被引用回数:15 パーセンタイル:51.33(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では、マントル流体相候補物質を触媒として用いたダイヤモンド生成過程の高温高圧その場直接観察実験技術をはじめて確立した。ブルーサイト(Mg(OH)$$_{2}$$)と黒鉛を出発物質として、その場放射光X線回折実験を行った。3.6GPa・1050$$^{circ}C$$においてブルーサイトはペリクレース(MgO)とH$$_{2}$$Oに分解したが、6.2GPa・1150$$^{circ}C$$においてはブルーサイト分解後にペリクレースは生成されなかった。これはH$$_{2}$$O中のMgO成分溶解量が圧力増加とともに増大していることを示す。H$$_{2}$$O流体相中での黒鉛-ダイヤモンド変換は、7.7GPa・1835$$^{circ}C$$において観察された。さらに、この変換過程のX線回折プロファイル時間依存データが得られた。

報告書

高温ガス炉の伝熱・流動分野における研究開発の歩み

佐野川 好母*; 宮本 喜晟; 秋野 詔夫; 椎名 保顕; 菱田 誠*; 小川 益郎; 文沢 元雄; 稲垣 嘉之; 武田 哲明; 高田 昌二; et al.

JAERI-Review 98-024, 403 Pages, 1999/01

JAERI-Review-98-024.pdf:17.17MB

原研は昭和44年5月に、1000$$^{circ}$$Cの高温核熱を炉外に取り出して種々の目的に利用する多目的高温ガス実験炉(VHTR)の計画を立てた。それ以来この炉の設計・製作に不可欠なデータの取得と、高温のヘリウムガス循環技術の確立を目指して、約30年間にわたって研究開発を行ってきたが、この報告書は、そのなかでも伝熱・流動分野の主な成果の要点を、実際にその研究開発に従事した研究者自身が執筆したものをまとめたものであり、そのなかには、従来の学問上の定説を書き換えた研究もいくつかある。しかしながら、この長い年月の間には、実際に研究開発に従事した者の多くは原研を去り、また資料が散逸してしまったものもあって、すべてを収録することはできなかったが、貴重な知見として現在の高温工学試験研究炉(HTTR)の設計や技術に直接生かされているものばかりである。また、今後の高温ガス炉(HTGR)の研究開発ばかりではなく、高温を取り扱うすべての機器の技術開発にも役立つ貴重な資料である。

論文

HENDELによるHTTR用標準燃料棒の伝熱流動試験

高瀬 和之; 日野 竜太郎; 宮本 喜晟

日本原子力学会誌, 32(11), p.1107 - 1110, 1990/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:85.76(Nuclear Science & Technology)

HENDELに設置されている燃料体スタック実証試験部の1チャンネル試験装置(T$$_{1-s}$$)を用いて、HTTR用標準燃料棒の伝熱流動試験を行なった。T$$_{1-s}$$では完成当初から模擬燃料棒による伝熱流動試験を行っており、その成果はHTTRの炉心設計に反映された。一方、T$$_{1-s}$$による試験が行われている間にHTTRでは数回の設計見直しが行われ、原子炉熱出力、炉心寸法等の諸条件の変更に伴って、燃料棒の外径が46mmから34mmに、燃料チャンネルの内径が53mmから41mmに変更された。そこで、現設計仕様である標準燃料棒の形状寸法を模擬した燃料棒を使って燃料チャンネルの熱流動特性を調べ、その結果とHTTRの炉心設計式を裏付けるために用いられた従来のT$$_{1-s}$$試験から得られた実験式とを比較検討し、従来式が標準燃料棒の熱伝達率及び摩擦係数の各整理式として十分適用できることを確認した。

報告書

Biennial report of the Department of High Temperature Engineering; April 1,1982-March 31,1984

佐野川 好母; 井沢 直樹; 河村 洋; 奥 達雄; 戸根 弘人

JAERI-M 84-190, 177 Pages, 1984/10

JAERI-M-84-190.pdf:4.92MB

本報告は、昭和57年度と58年度における高温工学部の研究開発を述べたものである。当部の研究開発は主として多目的高温ガス実験炉、核融合炉に関するものであり、伝熱、流体力学、構造工学、材料試験、計算コードの開発、ヘンデルの運転、ヘンデルの燃料体スタック実証試験部(T$$_{1}$$)による試験で得た主要な研究成果を記載した。

報告書

Annual Report of the Division of High Temperature Engineering; April 1,1981-March 31,1982

佐野川 好田; 橋本 商*; 井沢 直樹; 奥 達雄; 河村 洋

JAERI-M 82-133, 127 Pages, 1982/10

JAERI-M-82-133.pdf:2.98MB

本稿は昭和56年度における高温工学部の研究活動を述べたもので、我々の研究開発は、主として、多目的高温ガス炉、核融合炉に関するものである。報告は材料試験、計算コードの開発、熱伝導、流体力学、構造機器、およびヘンデルのマザー・アダプターセクションの建設において得た主な成果について記載した。

報告書

SCOTCH: 高温ガス冷却炉の核・熱流動結合炉心動特性解析プログラム

江崎 正弘; 小沢 保*; 三竹 晋

JAERI-M 8292, 80 Pages, 1979/06

JAERI-M-8292.pdf:1.82MB

多目的高温ガス実験炉を含む高温ガス冷却炉の炉心を解析対象とした炉心動特性解析プログラムSCOTCHの報告ならびにユーザ・マニュアルである。本プログラムは多チャンネル模擬の流動ならびに温度特性と中性子エネルギ2群の径方向1次元原子炉動特性を結合したSCOTCH-RXサブ・プログラムおよび軸方向1次元の原子炉動特性を結合したSCOTCH-AXサブ・プログラムでなりたつ。このプログラム・ステップ数(カード枚数)は約8,000(枚)であり、必要とする計算記憶容量は約102kilo-wordsである。

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