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論文

Establishment of numerical model to investigate heat transfer and flow characteristics by using scale model of vessel cooling system for HTTR

高田 昌二; Narayana, I. W.*; 中津留 幸裕*; 寺田 敦彦; 村上 健太*; 澤 和彦*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05

高温工学試験研究炉(HTTR)を使った炉心冷却喪失試験では、財産保護上の観点から、炉容器冷却設備(VCS)において自然対流により加熱される構造物の温度分布の評価精度向上を課題としている。伝熱流動数値解析コードFLUENTをHTTRのVCSに適用するために、予測精度を維持しつつ計算資源を節約できる合理的な2次元モデルの構築を始めた。本評価モデルの検証のため、HTTR用VCSの1/6スケールモデルによる構造物の温度に関する試験結果を使用し、解析による計算結果と比較した。本試験データは、圧力容器の温度を200$$^{circ}$$C前後に設定することで、全除熱量における自然対流伝熱の割合を20%前後と有意なレベルの伝熱現象として測定したものである。自然対流による上昇流の影響で高温となる圧力容器上部の伝熱流動特性の評価精度向上のためには、実形状の模擬および自然対流に適した乱流モデルの選定が重要となる。乱流モデルとして、剥離,再付着及び遷移流れを考慮できるk-$$omega$$-SSTモデルを選定し、従来のk-$$varepsilon$$モデルでは再現されなかった圧力容器の温度分布の試験結果とよく一致していることを確認した。このことから、k-$$omega$$-SSTモデルは、圧力容器上部の温度分布を剥離、再付着および遷移流れを再現できたと考えられ、本モデルはVCSの温度評価の精度向上に有効であることを明らかにした。

口頭

HTTRにおける若手運転員の教育訓練

石塚 悦男; 近藤 誠; 藤原 佑輔; 石井 俊晃; 濱本 真平

no journal, , 

HTTRは2011年1月24日にRS-13運転を終了した後、3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う東京電力福島第一原子力発電所の津波被害による事故を踏まえた「試験研究用原子炉施設を含む核燃料使用施設等の新規制基準(2013年12月18日)」に対応すべく、2014年11月26日に原子力規制委員会に原子炉設置変更許可申請を行い、原子力規制庁の審査に対応している。しかし、長期間の運転停止により運転経験者が不足する状況となり、運転再開のための運転員確保の観点から訓練員の早急なスキルアップが必要となっている。訓練員は、保安規定(運転手引)に定められている要件を満たせば運転員になることができるが、このためには制御棒操作等の実務経験が必要となる。しかし、原子力機構内の多くの研究炉も停止していることから、大学の研究炉等を利用したスキルアップが必要となっている。本報告では、運転員確保の観点から、高温工学試験研究炉部における訓練員のスキルアップに向けた取組みについて紹介する。

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