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論文

Structural integrity assessments of helium components in the primary cooling system during the safety demonstration test using the HTTR

坂場 成昭; 橘 幸男; 中川 繁昭; 濱本 真平

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.4499 - 4511, 2005/08

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するため、HTTRを用いた安全性実証試験が行われている。安全性実証試験による成果は、将来高温ガス炉及び第四世代原子炉システムの候補の一つであるVHTRの経済性の向上につながることが期待されている。安全性実証試験の一つとして実施されている冷却材流量の部分喪失を模擬した循環機停止試験では、温度及び冷却材であるヘリウム中の不純物組成が過渡状態となる。そこで、循環機停止試験における、温度及びヘリウム中の化学組成の実測値をもとに、1次系の主要な機器である、高温二重管,1次加圧水冷却器等の健全性を評価した。温度変化に基づく応力評価及び化学組成変化による炭素析出の評価の結果、原子炉出力100%からの試験における1次系主要機器の健全性が確認された。

論文

Design of beam incident monitor for spallation neutron target of JSNS

明午 伸一郎; 原田 正英; 寺奥 拓史*; 前川 藤夫

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1175 - 1180, 2003/07

大強度パルス核破砕ターゲットに入射する陽子ビームをモニターすることは重要である。J-PARCの核破砕中性子源に入射する陽子ビームモニターは、メンテナンス性を向上させるために陽子ビームウインドーのアッセンブリーと一体化している。しかしながら、ウインドーにおけるビームの散乱等によりモニター自身の発熱が著しく大きくなる恐れがある。これを評価するために、発熱計算を行いモニターの発熱は0.1W/cc以下と十分に小さいことがわかった。また本報では、モニター及び窓の寿命の予測を助けるために用いられる貫通孔などのアッセンブリーとしての設計状況について報告する。

論文

Wall conditioning and experience of the carbon-based first wall in JT-60U

正木 圭; 柳生 純一; 新井 貴; 神永 敦嗣; 児玉 幸三; 宮 直之; 安東 俊郎; 平塚 一; 西堂 雅博

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.386 - 395, 2002/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:52.78(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uでは、大気解放後の第一壁コンディショニングとして、ベーキング,ヘリウムTDC,ヘリウムGDC,トカマク洗浄放電と順次実施し、到達真空度10$$^{-6}$$$$sim$$10$$^{-5}$$Paを達成している。また、酸素不純物を低減するために、デカボラン(B$$_{10}$$H$$_{14}$$)を用いたボロナイゼーションを実施しており、プラズマ中の酸素不純物量を0.5%程度まで低減することに成功している。真空容器内に設置されるタイバータタイルは、高熱負荷に晒されるため高い設置精度が要求される。特にテーパー加工はタイルの段差による端部への熱集中を避けるのに有効であり、タイルの損耗を大きく減らすことができた。また、ダイバ-タ領域における堆積量及び損耗量の内外非対称性(ポロイダル方向)からは、外側ダイバータから内側ダイバータへの不純物の輸送が示唆されている。1992年及び1993年には、CFCタイルの化学スパッタリングと酸素不純物の低減を目的として、B$$_{4}$$C転化CFCタイルを外側ダイバータに設置し、その効果を実証した。JT-60Uのトリチウム挙動を調べるために、第一壁中のトリチウム量及び排ガス中のトリチウム量を測定した。その結果、生成されたトリチウム量の約50%が第一壁に残留していることがわかった。

報告書

シビアアクシデントの伝熱流動現象における素過程に関する研究; 微細液滴流の挙動, 原子力基礎研究 H10-027-7 (委託研究)

片岡 勲*; 松浦 敬三*; 吉田 憲司*

JAERI-Tech 2002-015, 83 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-015.pdf:3.62MB

シビアアクシデントの伝熱流動現象の素過程としての微細液滴流の挙動を明らかにするため、液滴流,環状噴霧流についての現象のモデル化並びに数値シミュレーション手法の確立を行うとともに環状噴霧流の乱流構造についての実験的な研究を行った。液滴挙動のシミュレーションについては、まず、乱流中での液滴挙動計算手法として従来から広く用いられているEddy interaction modelに近年Grahamらが提案している渦寿命及び渦大きさに関する確率モデル及びほかの改良モデルを取り入れることより精度の高い液滴挙動解析コードを開発した。また、従来、おもに噴霧流においてのみ行われてきた液滴挙動解析を環状噴霧流も扱うことができるように、流体解析における境界条件として攪乱波を考慮した液膜の取扱、液膜からの液滴発生と乱流拡散による液膜への液滴伝達、さらに液滴の発生と伝達を考慮した液膜流量計算を同時に評価する手法を開発した。さらに液滴挙動解析のシミュレーションプログラムを複雑な幾何学的体系,初期条件,境界条件に適用し解析を行い、実際の原子炉のシビアアクシデント時解析に適用可能であることを示した。環状流,環状噴霧流における液膜流量,液膜厚さが、気相の平均速度分布,乱流速度分布に及ぼす影響についての実験的研究を行った。環状流における乱流速度分布については、気相単相流にくらべ管断面全域で大きな値を示し、液膜の存在により気相乱流は大きく増加することが明らかとなった。また気相乱流の増加の度合いは液相流量に対する気相流量の割合が多くなるに従い増加した。

報告書

統合モデルにおける結合型モデレータの核特性

勅使河原 誠; 明午 伸一郎; 坂田 英明*; 甲斐 哲也; 原田 正英; 池田 裕二郎; 渡辺 昇

JAERI-Research 2001-022, 33 Pages, 2001/05

JAERI-Research-2001-022.pdf:5.16MB

パルス核破砕中性子源開発の一環として、これまでのニュートロニクス検討及び工学的検討のもとに構築されたモデル(統合モデルと言う)を用いて、設計等に必要とされる結合型モデレータにおける核特性評価検討を行った。その結果として、次に示す有用な知見が得られた。主減速材である水素モデレータ内の総核発熱は入射陽子ビーム出力がMWあたり約420Wである。核発熱密度は最も高いところで約1W/cm$$^{3}$$である。プレモデレータの核発熱は約9.2kW/MWで最も大きな寄与である。室温から100Kの範囲に渡ったプレモデレータの温度変化は、水素モデレータの中性子特性に影響しない。中性子透過の観点から、モデレータ容器材料として6000系及び7000系のアルミ合金が有望である。また、ビーム窓による陽子ビームの広がりは、モデレータの核発熱に影響しない。

論文

Fuel behavior in simulated RIA under high pressure and temperature coolant condition

丹澤 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.281 - 290, 1993/04

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

軽水炉の運転状態を模擬した高温高圧の冷却材条件下で、反応度事故(RIA)時のPWR型燃料棒の過渡挙動を調べる実験を実施した。実験では試験燃料棒を原子炉安全性研究炉(NSRR)でパルス照射することにより、反応度事故時の過渡出力の発生を模擬して行なった。試験の結果、高い外圧の下で被覆管のつぶれが発生したが、基本的な初期燃料破損のメカニズム及びしきい値となるエンタルピは、大気圧、室温及び静水条件における試験で得られた値と同一であることが明らかになった。

論文

Angular distribution of gadolinium vapor produced by electron beam heating

西村 昭彦; 蕪木 英雄; 大場 弘則; 柴田 猛順

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(3), p.270 - 273, 1993/03

 被引用回数:12 パーセンタイル:83.33(Nuclear Science & Technology)

加速電圧20kVの直進型電子ビームを中心軸から30度の角度でるつぼ内のガドリニウムに照射し、高密度原子蒸気を発生させた。蒸発面上部に設置した蒸気トラップ板に取り付けられた48枚の金属プレートへの蒸着による重量増加を秤量し、蒸気の角度分布を測定した。蒸気の中心軸に対してほぼ対称な蒸着分布が得られた。この蒸着分布を$$rho$$$$_{0}$$cos$$^{n}$$$$theta$$分布に最小自乗フィッティングして、角度分布の広がりを決めるパラメータnを求めた。蒸発が少ない状態ではnの値はほぼ1であるが、蒸発量の増加とともにnの値は増加し約5程度で飽和する傾向を示した。また、蒸着速度から蒸発面でのクヌーセン数の逆数の関係を求めた。この関係は直接シミュレーションモンテカルロ法による計算結果と良い一致を示した。従って、ここでのシミュレーションにより、電子銃加熱蒸発させた蒸気の角度分布を予測できることが明らかとなった。

論文

JT-60における第一壁の材料挙動

安東 俊郎; 高津 英幸; 中村 博雄; 山本 正弘; 児玉 幸三; 新井 貴; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 堀池 寛; 清水 正亜; et al.

核融合研究, 65(SPECIAL ISSUE), p.27 - 49, 1991/03

JT-60第一壁の材料挙動および運転経験をまとめた。到達真空圧力は、設計値1.3$$times$$10$$^{-6}$$Paを満足し、高温壁放電洗浄によりコンディショニング効率を改善した。TiC/Moダイバータは、短パルス加熱(20MW-1s)では良好な不純物制御特性を示したが、ダイバータ板端部の溶融やMoのバーストが観測された。第一壁を黒鉛に取替え後は、長パルス加熱運転が可能となり、最大加熱入力30MW、最長加熱時間6sを達成し、運転領域の大幅な拡大をもたらしたが、TiC/Mo第一壁と同様に、ディスラプション時の入熱による損傷は避けられなかった。その後の下側ダイバータ運転では、それまでの運転経験を反映し、第一壁取付け精度の向上、熱集中軽減、C/C材の使用などによって、黒鉛タイルの破損をほぼ完全に防止することができ、1ショットあたりのプラズマ吸収加熱量が100MJの運転を行うことができた。

報告書

高エネルギー荷電粒子入射による標的物質内の発熱計算

西田 雄彦; 中原 康明

JAERI-M 84-154, 43 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-154.pdf:1.18MB

加速器からの高エネルギー荷電粒子によってターゲット内に発生する多量の中性子は、核燃料の生産や放射性廃棄物の消滅処理などへの利用が考えられる。原研においても、シュミレーション・コードNMTC/JAERIを用いて、この研究が進められて来たが、今回は、その出力データ処理編集コードNMTAに、いくつかのサブルーチンを作成・追加して、発熱総量や発熱密度分布、残留核の平均励起エネルギー、消滅核種数などを計算できるようにした。また、鉛や天然ウラン、溶融塩のターゲット中での発熱量に関する予備解析を、入射粒子のエネルギーや種類、ビーム半径、ターゲット物質やそのサイズを変えて行った。本報告では、新しい計算ルーチンの解説を行うと共に、計算結果のまとめと検討を行う。

報告書

反応度事故条件下における燃料破損挙動に及ぼす初期ギャップ幅の影響,1; NSRRにおける初期ギャップ幅パラメータ実験

斎藤 伸三; 石島 清見; 丹沢 貞光; 塩沢 周策; 大西 信秋

JAERI-M 8087, 42 Pages, 1979/02

JAERI-M-8087.pdf:1.42MB

本稿はNSRRで行なった初期ギャップ幅パラメータ実験の結果について述べたものである。実験は、初期ギャップ幅がそれぞれ0.195mm、0.095mmおよび0.050mmの三種類の試験燃料を用いて行ない、1)被覆管表面でDNBが発生する発熱量は初期ギャップ幅の相違によって顕著に変化すること、2)発熱量が200cal/g・UO$$_{2}$$以上になると被覆管表面温度の最高値は初期ギヤップ幅の相違にほとんど依存しなくなること、3)破損しきい値は、初期ギャップ幅が狭い程低くなる傾向にあるが、その値の相違はそれ程大きくないこと、4)破損機構は初期ギャップ幅の相違によって変化しないこと、5)燃料の温度挙動および変形挙動を理解するうえでペレットの変形の正確なモデル化が今後の課題となること、等の重要な結論を得た。

論文

Measurement and evaluation on pulsing characteristics and experimental capability of NSRR

斎藤 伸三; 稲辺 輝雄; 藤城 俊夫; 大西 信秋; 星 蔦雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(3), p.226 - 238, 1977/03

 被引用回数:29

NSPRを用いた反応度事故条件下における燃料破損実験においては、パルス特性および実験能力、とりわけ試験燃料中の発熱量が重要となる。 パルス特性試験では最大4.67ドルの反応度挿入まで行い、この条件でピーク出力21,100MW、積分出力117MW・sec、最短炉周期1.13msecを得た。 又、挿入反応度を変えた場合のパルス運転時の出力、燃料および被覆材温度等の特性については時間変化および最大値を含めて計算値は実測値と良く一致した。更に臨界および未臨界からのパルスについては解析的にも実測においてもパルス特性にはほとんど差を生じなかった。試験燃料中の発熱量については測定値は計算値を約10%上廻り、設計値を十分満足した。又、5本バンドル試験燃料の場合は1本の場合と比較して外側の燃料で約20%、内側の燃料で約40%発熱量が減少することが実験的にも解析的にも確められた。

報告書

NSRRの試験燃料1本ピンの発熱計算; NSRRの炉物理と核設計,4

伊勢 武治; 中原 康明

JAERI-M 5613, 43 Pages, 1974/03

JAERI-M-5613.pdf:1.34MB

NSRRの実験孔で照射する軽水キャプセル内の、試験燃料1本ピンに対する最大発熱量を与える諸条件がサーヴェイされた。炉心発生エネルギーを固定し、BWR、JP2、PWRおよびFBR用の燃料1本ピンについて計算が行われた。計算結果は次の事を示した。ピンのウランの濃縮度は大きい程、ピンの太さは細い程、ピン内の単位体積当りの発熱量は大きい。群定数のTHEMOS法とGATHER法との値には、発熱量にいくらか差が出るので、非均質効果を考慮したTHERMOS法の群定数を使った方がベターである。キャプセルの軽水の厚さ5.3cm附近で発熱量はピークを示し、ピンの太さ、および濃縮度には殆んど依らない。キャプセル壁の厚さは薄い程、発熱量は大きく、壁材としてインコネルが使えれば発熱量は大きくとれる。また炉心の寸法が増加すると、ピンの発熱量は小さくなる。

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