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論文

Development of an integrated computer code system for analyzing irradiation behaviors of a fast reactor fuel

上羽 智之; 根本 潤一*; 伊藤 昌弘*; 石谷 行生*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大塚 智史

Nuclear Technology, 207(8), p.1280 - 1289, 2021/08

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

高速炉燃料集合体の冷却材熱流動、燃料ピンの照射挙動、燃料ピン束の照射変形を連成して解析する統合計算コードシステムを開発した。このシステムは複数の計算コードから構成され、各コードが計算に必要とする情報を他のコードの計算結果から得るようになっている。これにより、照射下の燃料集合体における熱,機械,化学的挙動を関連させて解析することができる。本システムの機能確認のテスト解析として、高速炉で照射した混合酸化物燃料ピン束集合体の照射挙動解析を実施した。解析結果は集合体の横断面図、集合体や燃料ピンの3次元イメージモデル上に描画した。更に、解析で得られた燃料ピンの様々な照射挙動について、照射条件の影響を評価した。

論文

Evaluation of breach characteristics of fast reactor fuel pins during steady state irradiation

岡 弘*; 皆藤 威二; 生澤 佳久; 大塚 智史

Nuclear Engineering and Design, 370, p.110894_1 - 110894_8, 2020/12

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

本研究では、実験的に得られた燃料ピン破損データを使用して、高速炉燃料ピンの破損予測における累積損傷和(CDF)での評価の信頼性を評価したものである。EBR-IIでの照射により定常照射中に破損した6本の燃料ピンについてCDFを評価した。照射後試験により、被覆管のクリープ損傷に対するFCMIの寄与は小さく、FPガスを含む内圧応力により評価可能であることがわかった。被覆管温度履歴やFPガスによる内圧上昇を考慮し、炉内クリープ破断式を使用して破損ピンのCDFを評価した結果、破損発生時のCDFは0.7から1.4の範囲であり、定常照射での燃料ピン破損はCDF値が1.0近傍において発生する実績が得られた。本結果により、適切な材料強度と環境効果が考慮された場合、CDF評価は燃料ピン破損の予測にあたって信頼性のある手法であることがわかった。

論文

An Interpretation of Fukushima-Daiichi Unit 3 plant data covering the two-week accident-progression phase based on correction for pressure data

佐藤 一憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.394 - 411, 2019/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:75.46(Nuclear Science & Technology)

福島第一3号機の圧力測定システムでは、運転中の蒸発/凝縮を補正するためにその一部に水柱が採用されている。これらの水柱の一部は事故条件下において蒸発し、正しい圧力データが示されていなかった。RPV(原子炉圧力容器), S/C(圧力抑制室)及びD/W(ドライウェル)の各圧力の比較を通し、水柱変化の効果を評価した。これによりRPV, S/C圧力データに対して水柱変化の効果の補正を行った。補正された圧力を用いて、事故進展中のRPV, S/C, D/W間のわずかな圧力差を評価した。この情報を、3号機の水位、CAMS(格納系雰囲気モニタリングシステム)および環境線量率などのデータとともに活用し、RPVおよびPCVの圧力上昇・下降および放射性物質の環境への放出に着目して事故進展挙動の解釈を行った。RPV内およびRPV外の燃料デブリのドライアウトはこれらの圧力低下を引き起こしている可能性がある一方、S/Cからペデスタルに流入したS/C水がペデスタルに移行した燃料デブリによって加熱されたことがPCV加圧の原因となっている。ペデスタル移行燃料デブリの周期的な再冠水とそのドライアウトは、最終的なデブリの再冠水まで数回の周期的な圧力変化をもたらしている。

論文

Analyses of deformation and thermal-hydraulics within a wire-wrapped fuel subassembly in a liquid metal fast reactor by the coupled code system

上羽 智之; 大島 宏之; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 317, p.133 - 145, 2017/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:70.7(Nuclear Science & Technology)

ワイヤスペーサ型高速炉燃料集合体における燃料ピンバンドル変形挙動と冷却材熱流動挙動の解析を、ピンバンドル変形解析コードのBAMBOOと熱流動解析コードのASFREを連成させることにより行った。連成解析の結果、スエリングやクリープによってBDIが生じたピンバンドル変形の影響により、集合体内の冷却材の径方向温度分布は平坦化する方向に変化することが示された。このような温度分布の平坦化は、BDIが厳しくなる前の段階においても、ワイヤ張力が原因で生じるピンの湾曲変形により、僅かではあるが生じることも示された。また、ワイヤピッチに依存してピンバンドルの変形状態が変わるが、これによる熱流動への影響についても考察した。

論文

高速炉燃料集合体内熱流動解析コードASFREの開発; 分布抵抗モデル改良と検証解析

菊地 紀宏; 大島 宏之; 田中 正暁; 橋本 昭彦*

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06

高速炉燃料集合体の熱流力設計や安全性評価への適用を目的として、サブチャンネル解析コードASFREを整備し、複数の試験解析を通して燃料集合体内熱流動評価への適用性を確認してきたが、試験結果と比べやや急峻な温度分布となる傾向があった。本研究では、燃料集合体内温度分布の予測精度向上を目的として、流量配分に影響を及ぼす局所的な流動抵抗をより適切に評価するため、サブチャンネル解析の各コントロールボリュームにおいて冷却材が燃料ピンやワイヤスペーサから受ける局所的な流動抵抗を計算する分布抵抗モデル(DRM: Distributed Resistance Model)の精緻化を試みた。具体的には、DRMに組み込まれる燃料ピン配置等の幾何形状を考慮するモデルパラメータを修正した。改良されたDRMの適用性を確認するため、37本ピンバンドル体系ナトリウム試験を対象とした解析を実施し、その適用性を確認した。

報告書

JMTR照射用イナートマトリックス含有窒化物燃料ピンの製作

中島 邦久; 岩井 孝; 菊地 啓修; 芹澤 弘幸; 荒井 康夫

JAERI-Research 2005-027, 42 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-027.pdf:4.15MB

マイナーアクチノイド核変換用窒化物燃料の照射挙動把握に資するため、ZrNやTiNのようなイナート(不活性)マトリックスを含有し、マイナーアクチノイドをプルトニウムで模擬したJMTR照射試験用燃料ピンを製作した。本報告書では、燃料ペレットの製造と確性試験結果並びに燃料ピンの製作について記述する。イナートマトリックス含有窒化物燃料ピンの照射は、2002年5月から2004年11月まで計11サイクル行われ、無事に終了した。

論文

Irradiation behavior of rock-like oxide fuels

山下 利之; 蔵本 賢一; 白数 訓子; 中野 佳洋; 秋江 拓志; 長島 久雄; 木村 康彦; 大道 敏彦*

Journal of Nuclear Materials, 320(1-2), p.126 - 132, 2003/07

 被引用回数:10 パーセンタイル:58.26(Materials Science, Multidisciplinary)

岩石型燃料の照射安定性を調べるために、2回の照射試験を実施した。最初の試験ではディスク型燃料を、2回目はペレット型燃料を用いた。スエリング,ガス放出率及び相変化を、パンクチャー試験,被覆管外径測定並びに金相試験により調べた。イットリア安定化ジルコニア(YSZ)単相型燃料は、低いガス放出率(3%以下)、無視しうるスエリング及び組織変化など、優れた照射挙動を示した。粒子分散型燃料は、粉末混合型燃料と比べ、スエリングは小さいが高いガス放出率を示した。本照射試験において、スピネルの分解と引き続く組織変化が初めて観察され、これは1700K以上で発生すると考えられる。スピネルマトリクス燃料のガス放出率は、燃料最高温度を1700K以下にすることで、コランダム型燃料と同等までに低減できると考えられる。スピネルマトリクスの照射損傷領域は、YSZ球表面に限定されていることがわかった。

論文

Classification of criticality calculations with correlation coefficient method and its application to OECD/NEA burnup credit benchmarks phase III-A and II-A

奥野 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(7), p.544 - 551, 2003/07

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

臨界計算のベンチマーク結果を類似性に従い分類する方法をこの論文では提案した。相関係数を利用する方法の定式化の後に、経済協力開発機構/国際エネルギー機関(OECD/NEA)の下に実施された燃焼度クレジット臨界ベンチマーク問題III-A及びII-Aに適用した。ベンチマーク問題III-Aは照射済みの沸騰水型炉(BWR)燃料集合体の一連の臨界計算で、ベンチマーク問題II-Aは照射済みの加圧水型炉(PWR)燃料ピンの一連の臨界計算である。これらのベンチマーク問題及び結果をまとめた。相関係数を計算し、一連のベンチマーク計算結果の分類を、相関係数の値としてベンチマーク問題III-Aでは0.15以上,ベンチマーク問題II-Aでは0.10以上という基準に従い分類した。2つのベンチマーク計算結果が同一のグループに属するときに、一方の計算結果は他方の計算結果から予想可能であることがわかった。それぞれのベンチマークについて例を示した。評価済み核データが分類の主因子であった。

論文

Rock-like oxide fuels and their burning in LWRs

山下 利之; 蔵本 賢一; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 白数 訓子; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 大道 敏彦*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.865 - 871, 2002/08

 被引用回数:25 パーセンタイル:83.26(Nuclear Science & Technology)

余剰プルトニウムの効率的な利用と廃棄のための新しいオプションを提案するため、岩石型プルトニウム燃料とその軽水炉中での燃焼技術に関する研究を行った。岩石型燃料はイナートマトリクス燃料の一種で、安定化ジルコニア,スピネルやコランダムなどの鉱物類似化合物から構成される。重核分裂片による照射損傷を軽減するため、粒子分散型燃料を考案した。照射試験により、スエリング,ガス放出,微細組織変化に関する知見が得られた。岩石型プルトニウム燃料装荷炉心が有する本来的な短所は、ウランやトリウムなどの共鳴物質を添加することで改善され、改善炉心の過渡時における特性は通常の軽水炉炉心と同等となった。反応度事故条件下における岩石型燃料棒の破損しきい値は軽水炉燃料と同等であることが、パルス照射試験により確認された。

報告書

ニューラルネットワークによる原子炉設計における多次元設計ウィンドウ探索システム

久語 輝彦; 中川 正幸

JAERI-Data/Code 2000-004, p.97 - 0, 2000/02

JAERI-Data-Code-2000-004.pdf:10.51MB

原子炉炉心設計において多用されるパラメータサーベイによる設計作業を支援するシステムを開発した。本システムにより、設計ウィンドウ、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得ることができる。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本システムはワークステーション上で稼動し、利用者が容易に入出力処理を行うためのマンマシンインターフェースを充実させた。本報告書は、手法の原理、システム構成、システム使用方法、ニューラルネットワークの学習方法、解析計算に必要な入力変数等を解説したユーザマニュアルである。

論文

Modelling of wall pumping, fuelling and associated density behaviour in tokamaks

杉原 正芳; Federici, G.*; C.Grisolia*; P.Ghendrih*; T.Loarer*; 中村 博雄; Y.Igitkhanov*; G.Janeschitz*; G.W.Pacher*; H.D.Pacher*; et al.

24th EPS Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics, 21A, p.997 - 1000, 1997/00

トカマクの第一壁、リミタ、ダイバータ板による粒子排気及び脱ガスによる粒子供給のモデル化を行った。対象となる壁の材料はCFC等の炭素材及びBeW等の金属材である。材料中への粒子拡散効果やスパッタ粒子の再付着に伴う粒子吸着の効果も取り入れている。このモデルをTore SupraやJT-60プラズマの密度の時間的振舞いに適用し、うまく再現できることを示した。さらにITERへ適用し、壁への粒子吸着量や必要粒子供給能力の評価を行った。

報告書

岩石型燃料のスエリングの検討

大道 敏彦

JAERI-Review 96-008, 13 Pages, 1996/07

JAERI-Review-96-008.pdf:0.92MB

岩石型燃料を構成している安定化ZrO$$_{2}$$、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$及びMgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$の燃料の炉内寿命中における中性子及び核分裂片による損傷を過去の文献を基に評価した。中性子照射ではAl$$_{2}$$O$$_{3}$$は若干のスエリングを起すが、耐損傷性に優れたZrO$$_{2}$$並びにMgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$と同様に結晶の安定性は保たれる。核分裂片による損傷では、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$は燃料の低い温度領域で非晶質化し、大きなスエリングが起こり、MgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$でも非晶質化によるかなりのスエリングの可能性がある。これに対してZrO$$_{2}$$は構造安定性が維持される。燃料ふるまいに負の影響をもつ可能性がある非晶質部分の体積を少なくするためには、プルトニウムを含むZrO$$_{2}$$の大きな径の粒子をマトリックスであるAl$$_{2}$$O$$_{3}$$とMgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$中に分散することが効果的であることを示し、このような燃料ペレットのスエリングと熱伝導度を定性的に評価した。

論文

Computer code system for structural analysis of radioactive materials transport

幾島 毅; 大鹿 順司*; 石渡 俊*

PATRAM 95: 11th Int. Conf. on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, 3, p.1174 - 1181, 1996/00

放射性物質輸送容器の構造解析(落下・衝突)コードシステムCASKETを開発した。本コードシステムは、落下、衝突、貫通解析、材料データライブラリー、フィンエネルギー吸収データライブラリーに関して、5種類のコードと、2種類のデータライブラリーから構成されている。コードの計算結果の妥当性を明らかにするために実験データと比較検討した。本コードシステムは、大型計算機、ワークステーション、パーソナルコンピュータのいずれにおいても使用可能となっている。講演ではパーソナルコンピュータを用いたデモンストレーションを行う予定である。

論文

Application of neural network to multi-dimensional design window search

久語 輝彦; 中川 正幸

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.B73 - B81, 1996/00

原子炉炉心設計では基本的な設計変数の最適な組み合わせを決定するために、従来多大な計算時間と手間を要して、パラメトリックサーベイ計算を繰り返すという手法がよくとられている。この作業を直接支援するために、多数の設計変数に対して効率よく設計ウィンドウを推定する手法を階層型ニューラルネットワークを用いて開発した。本手法は、設計変数から炉心特性値を推定するニューラルネットワークを構築し、解析コードの実行により得られた設計変数と炉心特性値の組の複数個を教師データとしてそのニューラルネットワークに学習させ、学習済み階層型ニューラルネットワークより、未知の設計変数の組み合わせに対しても短時間で適当な炉心特性値を推定させるという手法である。本手法を燃料ピン設計を対象に核及び熱水力設計分野に応用した。高転換軽水炉の設計に適用し、本手法の有効性を確かめた。

報告書

FPガス圧力計再計装技術の開発,II; 遠隔操作による溶接組立技術

大島 邦男; 清水 道雄; 田山 義伸; 松本 正勝; 河村 弘; 石井 忠彦; 相沢 静男; 中川 哲也; 佐藤 均; 酒井 陽之

JAERI-M 93-206, 48 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-206.pdf:2.31MB

JMTRでは、1985年からFPガス圧力計再計装技術の開発を開始して以来、再計装機器の設計・製作及びその炉内性能試験、ホットセル内での照射済燃料棒と再計装機器との組立技術及びキャプセルへの挿入技術の開発を行ってきた。1990年には、これらの技術により軽水炉で照射された2本の燃料棒にそれぞれ再計装機器を計装し、JMTRで出力急昇試験を実施した。この結果、FPガス圧力計は、燃料棒の出力変動に伴う内圧変化を連続して測定し、所期の目的を達成した。現在、JMTRにおいて本技術を用いたFPガス圧力計再計装燃料棒での出力急昇試験が進められている。本報告では、これらの技術開発全体の概要を述べるとともに、ホットセル内での遠隔操作による燃料棒と再計装機器との溶接組立技術の開発について詳細に述べる。

報告書

NEANSCベンチマーク問題「Power Distribution within Assemblies」に対するSRAC及びGMVPによる計算解

久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎

JAERI-M 92-117, 70 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-117.pdf:1.39MB

MOX燃料、可燃性毒物等の導入によるPWR炉心及び燃料の高度化・多様化により、炉心及び集合体内非均質性が増大する。燃料棒毎の出力分布を評価するために、現行にPWR炉心の非均質詳細メッシュ2次元XY拡散炉心計算と1次元軸方向拡散炉心計算を組み合わせる方法に代わり、集合体計算と3次元粗メッシュ炉心計算を組み合わせ、燃料棒毎の出力分布の再合成を行うことが要求されている。NEANSCの「Power Distribution Within Assemblies」と題するベンチマーク問題の主要な目的は、粗メッシュ炉心計算に基づき詳細メッシュ出力分布の再合成手法の精度を検証することにある。本報告では熱中性子炉系の核計算コードSRAC及び多群モンテカルロコードGMVPによる計算解により、集合体計算手法、粗メッシュ計算手法及びスプライン関数を利用した粗メッシュ炉心計算に基づく再合成手法の計算精度について検討した。

報告書

CASKETSS-2: 放射性物質輸送容器熱構造安全解析コードシステム; 第2次版

幾島 毅

JAERI-M 91-129, 347 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-129.pdf:6.82MB

放射性物質輸送容器熱構造安全解析コードシステム(第2次版)CASKETSS-2(CASK Evaluation Code System for Thermal and Structural Safety-version 2)を作成した。CASKETSS-2の特徴は次のとおりである。(1)1~3次元構造の伝熱計算および構造計算が可能な計算プログラム群から構成されている。(2)構造計算プログラム群には、簡易計算プログラムと詳細計算プログラムが含まれている。(3)入力データ作成プログラムが用意されている。(4)計算結果の図形表示プログラムが用意されている。本報告書は、CASKETSS-2の概要、計算プログラム群の概要および入力データについて記述したものである。

報告書

第2回JMTR照射試験用ウラン・プルトニウム混合窒化物燃料ピン(89F-3A)の製作

鈴木 康文; 岩井 孝; 笹山 龍雄; 前多 厚; 荒井 康夫; 塩沢 憲一; 大道 敏彦

JAERI-M 91-078, 39 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-078.pdf:1.19MB

高速炉用新型燃料として期待されるウラン・プルトニウム混合窒化物燃料の照射挙動を把握し、その健全性を実証するために、第2回JMTR照射試験にむけて燃料ピン2本を製作した。窒化物燃料の被覆管との機械的相互作用(FCM1)を抑制することを目的として、フェライト系ステンレス鋼被覆燃料ピンを新たに導入し、従来のオーステナイト鋼ステンレス被覆燃料ピンと組合せ、比較試験を行う計画である。これらの燃料ピンは1991年1月から目標燃焼度50GWd/tを目指して照射が開始されている。

論文

放射性物質輸送容器の衝突解析用簡易計算コードの開発,第1報; 緩衝体付き輸送容器衝突計算コードCRUSH

幾島 毅; 浅田 和雄*

日本原子力学会誌, 33(4), p.381 - 390, 1991/04

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

放射性物質輸送容器の衝突解析において、HONDO-II、DYNA2D、DYNA3Dら有限要素法およびPISCESのような有限差分法による詳細計算コードが使用されるようになってきた。しかしながら、これらの計算コードによる解析は多くの費用と計算時間が必要である。このため簡易計算コードの必要性が認識され、CRUSHコードを開発した。CRUSHコードは静的計算コードであり、輸送容器本体の最大加速度および緩衝体の最大変位を計算する。CRUSHコードによる計算結果は実験および詳細計算コードDYNA3Dの結果と良い一致が見られ、その有用性が明らかとなった。

論文

Measurement of overall temperature coefficient of reactivity of VHTRC-1 core by pulsed neutron method

山根 剛; 安田 秀志; 秋濃 藤義; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(2), p.122 - 132, 1990/02

高温工学試験研究炉(HTTR)の核的温度特性に関する設計計算精度を検証するために、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、VHTRC-1炉心の反応度温度係数を測定した。VHTRCは、低濃縮二酸化ウラン被覆粒子を用いたピン・イン・ブロック型燃料の炉心をもつ臨界集合体である。集合体全体を電気加熱により昇温して、200$$^{circ}$$Cまでの温度上昇に伴う反応度変化をパルス中性子法により測定し、等温条件下での反応度温度係数を求めた。その結果、反応度温度係数は25$$^{circ}$$C~200$$^{circ}$$Cの範囲で平均-1.71$$times$$10$$^{-4}$$$$Delta$$k/k/$$^{circ}$$Cであり、またその絶対値は高温領域に比べて室温付近で20%小さくなった。SRACコードシステムにより核データとしてENDF/B-IVを用いて解析したところ、計算はこの実験結果をよく再現することができた。

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