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報告書

SPEEDIによる三宅島火山性ガスの大気拡散シミュレーション

永井 晴康; 古野 朗子; 寺田 宏明; 梅山 信昭; 山澤 弘実; 茅野 政道

JAERI-Research 2001-012, 28 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-012.pdf:1.77MB

原研では、原子力事故時に放射性物質の大気拡散をリアルタイムで予測するために開発した計算システムSPEEDIとWSPEEDIを基盤に、さまざまな環境汚染に対応できるような環境中物質循環予測研究を推進している。今回、その一環として三宅島火山性ガスの広域拡散シミュレーションを行っている。2000年8月28日の関東西部での三宅島の火山性ガスによる異臭騒ぎ以降、現在まで、以下のような火山性ガスの広域拡散シミュレーションを行ってきた。(1) 8月28日に火山性ガスが高濃度のまま関東地方西部に到達するメカニズムの解明と放出量の推定。(2) 9月13日の東海、関西地域における異臭騒ぎでの火山ガスの到達メカニズムの解明。(3) 東海、関東地区を対象に気象データ収集から図形出力まで自動化した定常的な拡散予測を継続。本報告は、上記の一連の活動をまとめたものである。

論文

受動的安全設備を有する次世代軽水炉の熱流動解析の現状と課題

大貫 晃

第1回オーガナイズド混相流フォーラム講演論文集, p.73 - 82, 1997/00

21世紀に予想される発展途上国での電力需要の急上昇及び各国での労働力不足に対処するため、国内外で受動的安全設備を取り入れた次世代軽水炉の設計研究が進められている。この研究を進める上で重要な課題の一つに熱流動解析の精度向上がある。本報では、原研原子力コード委員会原子炉熱流動解析コード高度化専門部会での調査結果をもとに受動的安全設備を有する次世代軽水炉の熱流動解析の現状と課題をまとめた。大きな課題として、不凝縮性ガスのトレース及び信頼性の高い多次元解析ツールの開発が指摘された。

報告書

炉内構造物実証試験部(T$$_{2}$$)循環機停止時における自然循環流の検討

稲垣 嘉之; 河村 洋; 田中 利幸

JAERI-M 84-174, 43 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-174.pdf:0.9MB

炉内構造物実証試験部(T$$_{2}$$)に冷却材ヘリウムガスを供給する循環機が停止した場合、固定反射体~側部遮へい体間流路と側部遮へい体~コアバレル間流路のヘリウムガスの密度差により、その2流路間に自然循環流が生ずる。自然循環流は、炉心拘束機構やコアバレル等の構造物を加熱し、さらにはコアバレルからの熱放射を増加させることにより圧力容器の温度上昇を速める。本報告書は、自然循環流の発生と構造物の温度上昇に及ぼす影響とを解析し、その対策について検討を行ったものである。

報告書

CO-H$$_{2}$$混合気体の電子線照射反応,第3報; 加圧下における循環気体の放射線化学反応

杉本 俊一; 西井 正信

JAERI-M 83-126, 113 Pages, 1983/08

JAERI-M-83-126.pdf:3.25MB

CO-H$$_{2}$$混合気体の放射線化学反応で、加圧して照射した場合または常圧で混合気体を循環して照射した場合には生成物の収量が増加することは既に報告した。この結果をもとにして、加圧した混合気体を循環しながら照射し、途中にもうけたコールドトラップに生成物の一部を捕捉して再照射を防ぐ昇圧循環方式の反応装置を試作した。最高10,000Torrまで加圧した混合気体を電子線照射して生成物収量と気体圧力、照射時間、気体組成、反応温度および線量率との関係を調べた。均一気相的照射反応における有用なC$$_{2}$$生成物、一つはアセトアルデヒドである。アセトアルデヒドの生成に有利な反応条件を検討した。また照射により生成したアセトアルデヒドの再照射における反応を調べるために、混合気体中に少量のアセトアルデヒドを添加して照射し、生成物をアセトアルデヒドを添加しない混合気体の場合と比較して検討した。

論文

高温流体技術; 高温ガス冷却形原子炉を中心として

鳥飼 欣一; 宮本 喜晟; 下村 寛昭

日本機械学会誌, 81(720), p.1189 - 1194, 1978/00

高温熱流体における技術上の話題について、高温流体を扱う機器という観点から高温ガス冷却型原子炉を例として取り上げ、その伝熱、断熱、循環、熱交換のテーマに絞って、一般的に解説する。

報告書

LOFTY; 冷却材強制循環能力喪失事故解析コード

今西 肇*; 江崎 正弘; 三竹 晋

JAERI-M 5531, 37 Pages, 1974/02

JAERI-M-5531.pdf:1.27MB

本コードは高温ガス冷却炉の冷却材強制循環能力喪失事故時のプラント動特性を解析するために開発された。このコードは既存のプラント動特性解析コードICARUS1に流動計算を追加し、強制循環能力喪失事故時のプラント動特性を解析できるようにしたものである。本コードの特徴は以下の通りである。(1)解析の対象とするプラントの構成は原子炉、蒸気発生器、蒸気改質器、およびこれらを結ぶ配管系と循環機で構成される1次冷却回路であり、炉外冷却ループが複数である場合にはその1ループのみをとり扱う。(2)冷却材流動解析の基本式は1次冷却系ループに沿った1次元の冷却材流に運動量保存則を適用して得る。(3)冷却材は非圧縮性流体として扱う。(4)冷却材物性値およびプラントを構成する各要素の各構造材科の物性値には温度依存性を考慮している。本コードはFORTRAN-IVで書かれておりFACOM230-60で使用可能である。

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