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論文

Preliminary analysis of sodium experimental apparatus PLANDTL-2 for development of evaluation method for thermal-hydraulics in reactor vessel of sodium fast reactor under decay heat removal system operation condition

小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00546_1 - 19-00546_11, 2020/06

ナトリウム冷却式高速炉において、作動時にポンプ等の電源を必要としない受動的な完全自然循環方式の崩壊熱除去系の採用が有力な手法として検討されている。この崩壊熱除去系が通常運転時のみならず事故時において作動した際の炉内および炉心部の熱流動挙動を把握し、冷却性を評価する必要がある。本論文では、そのような複雑な熱流動現象が起こる場合において、炉心内および浸漬型冷却器(DHX)の解析モデルを適切に設定するためにナトリウム試験装置PLANDTL-2を対象に数値シミュレーションを行った。解析結果より、PLANDTL-2における注目すべき熱流動現象について抽出し、モデルの妥当性などを検討した。

論文

Preliminary analysis of sodium experimental apparatus PLANDTL-2 for development of evaluation method for thermal hydraulics in reactor vessel of sodium fast reactor under decay heat removal system operation condition

小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

ポンプなどの動力に頼らない自然循環方式崩壊熱除去システムは、ナトリウム冷却高速炉の安全性向上に効果的であると認識されている。本論文では、浸漬型冷却器(DHX)やラッパー管のギャップも含めた炉心内の熱流動挙動を評価できる数値解析手法を確立するために、DHXと炉上部プレナムを模したPLANDTL-2におけるナトリウム試験の予備解析を行い、解析モデルの妥当性について述べた。

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazard of low temperature and snow for sodium-cooled fast reactors

西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00079_1 - 18-00079_17, 2018/08

A probabilistic risk assessment (PRA) should be performed not only for earthquake and tsunami which are major natural events in Japan but also for other natural external hazards. However, PRA methodologies for other external hazards and their combination have not been sufficiently developed. This study is aimed at developing a PRA methodology for the combination of low temperature and snow for a sodium-cooled fast reactor which uses the ambient air as its ultimate heat sink to remove decay heat under accident conditions. The annual exceedance probabilities of low temperature and of snow can be statistically estimated based on the meteorological records of temperature, snow depth and daily snowfall depth. To identify core damage sequence, an event tree was developed by considering the impact of low temperature and snow on decay heat removal systems (DHRSs), e.g., a clogged intake and/or outtake for a DHRS and for an emergency diesel generator, an unopenable door on necessary access routes due to accumulated snow, failure of intake filters due to accumulated snow, and possibility of water freezing in cooling circuits. Recovery actions (i.e., snow removal and filter replacement) to prevent loss of DHRS function were also considered in developing the event tree. Furthermore, considering that a dominant contributor to snow risk can be failure of snow removal around intakes and outtakes caused by loss of the access routes, this study has investigated effects of electric heaters installed around the intakes and outtakes as an additional countermeasure. By using the annual exceedance probabilities and failure probabilities, the event tree was quantified. The result showed that a dominant core damage sequence caused by a snow and low temperature combination hazard is the failure of the electric heaters and the loss of the access routes for snow removal due to low temperature and snowfall which last for a day, and daily snowfall depth of 2 m/day.

論文

ASTRID nuclear island design; Update in French-Japanese joint team development of decay heat removal systems

Hourcade, E.*; 三原 隆嗣; Dauphin, A.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.556 - 561, 2018/04

2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は、崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本論文では、ASTRIDのDHRSの設計方針に関する進展とレファランスとして選定した系統構成やその目的を紹介する。特に、通常の原子炉停止時の崩壊熱除去と炉壁冷却システムの役割について新たな検討を行った。また、タンク型炉の原子炉容器内での自然循環の促進を図るため、ホットプレナムとコールドプレナムとの間に冷却材流路を形成するシャッター機構を対象に設計検討を進めた。

論文

Numerical analysis of EBR-II shutdown heat removal test-17 using 1D plant dynamic analysis code coupled with 3D CFD code

堂田 哲広; 檜山 智之; 田中 正暁; 大島 宏之; Thomas, J.*; Vilim, R. B.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

ナトリウム冷却高速炉は全電源喪失に至った場合でも自然循環によって炉心崩壊熱を除去することが期待される。原子炉安全の観点から、この場合の炉心最高温度は正確に評価されなければならない。このため、1次元プラント動特性解析コードSuper-COPDに3次元CFD解析コードAQUAを連成させ、自然循環時のプラント全体の熱流動を評価できる解析手法の開発を行っている。本研究では、開発中の連成コードの妥当性を確認するため、EBR-IIプラントで実施された自然循環崩壊熱除去試験の解析を実施した。その結果、得られた解析結果は測定データとよく一致し、連成コードの妥当性が確認された。

論文

Study on reactor vessel coolability of sodium-cooled fast reactor under severe accident condition; Water experiments using a scale model

小野 綾子; 栗原 成計; 田中 正暁; 大島 宏之; 上出 英樹; 三宅 康洋*; 伊藤 真美*; 中根 茂*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

ナトリウム冷却高速炉で想定されている複数種の崩壊熱除去システムの運用時における炉容器内の熱流動挙動を再現する水流動試験装置を製作した。製作した試験装置は、相似則検討および基礎試験結果により高速炉の縮尺模擬試験に適用することが示された。さらに、ループ型炉およびプール型炉で導入が検討されている浸漬型DHX運用時の炉内流動の可視化試験結果とFLUENTにより実験を数値シミュレーションした結果を示す。

論文

Analysis of natural circulation tests in the experimental fast reactor JOYO

鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08

安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。

論文

Overview of goals and performance of ITER and strategy for plasma-wall interaction investigation

嶋田 道也; Costley, A. E.*; Federici, G.*; 伊尾木 公裕*; Kukushkin, A. S.*; Mukhovatov, V.*; Polevoi, A. R.*; 杉原 正芳

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.808 - 815, 2005/03

 被引用回数:56 パーセンタイル:96.16(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERは燃焼プラズマの研究と実現を目的とした核融合実験炉である。その特徴は、加熱パワーのほとんどがアルファ加熱によって供給されるということである。ITERは現在運転中の装置からの顕著なステップであり、かつ核融合炉開発において不可欠のステップである。ITERの成功は、プラズマ壁相互作用の制御のいかんにかかっていると言っても過言ではない。ITERは熱束,粒子束及び時間スケールにおいて現在の装置を一桁ないし二桁上回るからである。ITERにおけるプラズマ壁相互作用の制御の戦略として、セミクローズ・ダイバータ,強力な燃料補給と排気,ディスラプション及びELM制御,交換可能なプラズマ対向材料、及び段階を追った運転などを計画している。

論文

ITERダイバータの開発

江里 幸一郎

高温学会誌, 30(5), p.248 - 255, 2004/09

ITERダイバータ用高熱流束機器に要求される機能及び設計条件の説明、並びにITER工学設計活動及び延長期間中実施されたITERダイバータに関する技術開発を解説する。ITERダイバータにおける技術開発は、(1)高熱負荷を除去する冷却構造開発,(2)アーマと銅合金製冷却構造の接合技術開発,(3)3年間の運転に充分耐える機器寿命の確保,(4)中性子照射による性能劣化の評価,(5)大型試験体によるITERダイバータ製作性及び性能実証に大きく纏めることができる。これらの開発は日本,欧州,ロシア,米国の4極の国際協力により実施されており、日本並びに他極の成果を紹介する。

報告書

先駆的超高熱除熱技術の開発と限界の実験的解明; 高速旋回流・多孔質内沸騰二相流・ミスト衝突噴流の三方向からの挑戦,原子力基礎研究H11-37(委託研究)

戸田 三朗*; 結城 和久*; 秋本 肇

JAERI-Tech 2004-008, 58 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-008.pdf:5.14MB

核融合炉の炉心プラズマ周辺に設置される第一壁,ダイバータ,リミターなどの機器は、プラズマから膨大な熱負荷を受けるため、高熱負荷を有効に除去するための技術が必要である。現状では最高で50MW/m$$^{2}$$程度の限界熱流束値が報告されているが、今後の核融合炉の実用化を踏まえて飛躍的な限界熱流束値の向上が期待されている。そこで、筆者らは「多孔質体内相変化を利用した除熱」と「ミスト衝突噴流による除熱」の2つの定常除熱法を用いて限界熱流束値の極限に挑戦する実験を行い、次の成果を得た。多孔質体を用いた超高熱流束除去実験では、多孔質体がステンレス時に10MW/m$$^{2}$$,ブロンズ時に34MW/m$$^{2}$$,銅ファイバー時に71MW/m$$^{2}$$の定常除熱を実証した。一方、ミスト衝突噴流による局所高熱流束除去実験では、ミストの液滴径や流速を最適化することにより、15MW/m$$^{2}$$の除熱を達成した。

報告書

多次元二流体モデルコードACE-3Dの改良と受動的余熱除去系水プール内熱流動解析への適用

大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇

JAERI-Data/Code 99-038, 108 Pages, 1999/08

JAERI-Data-Code-99-038.pdf:5.2MB

受動的安全機器設計を行ううえで重要な二相自然対流現象を詳細に解析するツールを整備するため、報告者が開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dを改良した。改良版では、乱流熱流束モデルと熱構造体との連成解析機能を追加し、相変化を伴う熱的に非平衡な流れの解析及び外部との熱交換を伴う体系の解析を可能とした。蒸気が水プール中へ噴出する蒸気噴流の実験データを取得し、そのデータを用いて改良機能を検証した。日本原子力研究所で設計された受動的安全炉JPSRの余熱除去系水プール内の熱流動解析へ適用し、同プールの除熱性能を検討した。その結果、改良したACE-3Dコードにより水プール内の二相自然対流現象を精度よく予測できること、並びにJPSR余熱除去プールの除熱性能の高いことを確認した。

論文

ROSA-AP600 Experiment simulating a steam generator tube rupture transient

中村 秀夫; 久木田 豊; L.S.Ghan*; R.R.Schultz*

Proc. of 1997 Int. Meeting on Advanced Reactors Safety, 0, p.1245 - 1252, 1997/06

AP600炉における蒸気発生器(SG)の伝熱管多数本同時破断事象を模擬した実験を、改造したROSA-V/LSTF(体積比1/30.5)を用いて行った。その結果、静的安全系である静的余熱除去系(PRHR)と炉心補給水タンク(CMT)の、いずれも自然循環による熱除去が、原子炉スクラムとほぼ同時の起動後すぐに炉心崩壊熱出力を大きく上回り($$>$$2倍)、1次系圧力をSG2次系圧力近くまで短時間で低下させたため、運転員操作が無くても炉心をサブクール水中に維持できることが分かった。更にその熱除去は、高温配管(hot leg)温度をSG2次系より低下させ、2次系圧力を逃がし弁開の設定値以下に維持した。しかし、PRHRからの低温の冷却水は、他のROSA/AP600小破断模擬実験同様、低温配管(cold leg)に大きな温度差($$>$$100K)の温度成層を生じることが分かった。

論文

Evaluation on driving force of natural circulation in downcomer for passive residual heat removal system in JAERI passive safety reactor JPSR

国井 克彦; 岩村 公道; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(1), p.21 - 29, 1997/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.04(Nuclear Science & Technology)

原研型受動的安全炉(JPSR)における受動的余熱除去系の自然循環駆動力は、炉心及び上部プレナムでの高温冷却水とダウンカマ内の低温冷却水の間の密度差で与えられる。本研究では、以下の可能性を調べることを目的とした。1)ダウンカマ内にバッフルを取付け熱流動分布の均一化を促進させる、2)余熱除去に十分な自然循環駆動力の確保、3)受動的余熱除去系の性能評価に適用されるダウンカマ内三次元熱流動の一点近似すなわち完全混合流れとする仮定の妥当性。このため、STREAMコードを用いた三次元熱流動数値解析を実施し、以下の結論を得た。(1)バッフルによる熱流動分布均一化の効果はほとんど認められない、(2)流動が多次元的でも自然循環冷却に必要な駆動力は確保できる、(3)定常時だけでなく初期過渡時にも、ダウンカマ内流動を一点近似流れとする仮定は、受動的余熱除去システムの循環駆動力の評価に適用できる。

報告書

Performance test of lower hybrid waveguide under long/high-RF power transmission

関 正美; 小原 建治郎; 前原 直; 池田 佳隆; 今井 剛; 永島 孝; Goniche, M.*; J.Brossaud*; C.Barral*; G.Berger-By*; et al.

JAERI-Research 96-025, 55 Pages, 1996/06

JAERI-Research-96-025.pdf:2.06MB

低域混成波電流駆動(LHCD)用アンテナの定常運転のためには、アンテナの高耐電力特性と低ガス放出特性が必要である。定常LHCDアンテナ開発のために、強制冷却通路を持つ分散強化銅製のテストモジュールを原研が製作し、フランス・ガダラッシュ研究所で準定常入射試験を行った。短いコンディション期間の後、テストモジュールは200MW/m$$^{2}$$までもの高耐電力性を示した。また、450度ベーキング処理を行った後のガス放出率は、300度において~2x10$$^{-7}$$Pam$$^{3}$$/sm$$^{2}$$であった。ガス放出率は、モジュール温度に強く依存するが、一方高周波電力には依存しないことが分かった。また、高周波入射により低減される枯化特性も見られた。さらに、水冷却で温度制御しながら150MW/m$$^{2}$$の高周波を入射したところ、1800秒間にわたり一定の低ガス放出率(~10$$^{-7}$$Pam$$^{3}$$/sm$$^{2}$$)を観測し、連続入射の可能性を示した。このテストモジュールの開発・大電力試験を通じて、定常LHCDアンテナ用導波管製作の目処を得た。

論文

Application of PSA methodology to design improvement of JAERI passive safety reactor (JPSR)

岩村 公道; 新谷 文将; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(4), p.316 - 326, 1996/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.78(Nuclear Science & Technology)

確率論的安全評価(PSA)の手法を原研型受動的安全炉JPSRの設計改良の妥当性評価に適用した。起因事象としては、大破断LOCA、中破断LOCA、小破断LOCA、SGTR、主蒸気管破断、外部電源喪失、主給水喪失及びその他過渡事象の8事象を選定し、安全システム機能喪失確率はフォールトツリー解析により求めた。その結果、炉心損傷頻度は旧設計よりも大幅に改善され、現行PWR以下となった。これは発生頻度の高いNon-LOCA事象に起因する炉心損傷頻度が、加圧器水位上昇により作動するNon-LOCA用余熱除去系の追加により、3桁以上低下したためである。LOCA事象に起因する炉心損傷頻度は旧設計と同程度であり、炉心補給水系統の削減によっても安全性は損なわれないことが確認できた。感度解析の結果、機能喪失確率及び共通原因故障の不確定性を考慮しても十分な安定余裕が確保できることが分かった。

論文

Safety analyses of a passive safety light water reactor JPSR

新谷 文将; 岩村 公道; 吉田 啓之; 国井 克彦; 奥村 啓介; 村尾 良夫

10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.299 - 305, 1996/00

原研では安全性の向上、運転・保守の人的負担の軽減を目指し、受動的安全炉JPSRの概念検討を実施している。本報では、JPSRで採用している受動的熱除去系の設計の妥当性を評価するために実施した除熱喪失事故と小破断冷却材喪失事故の解析結果についてのものである。除熱喪失事故については、Non-LOCA用として設置した上部RHRと格納容器冷却系が連成して作動することにより、炉心発生熱を大気へ放熱し、長期冷却が確保できることが示された。小破断LOCAでは、下部RHRの作動により一次系の減圧が促進され、早期の蓄圧注入系の作動に導くことにより、炉心冷却を確保できることが示された。

論文

Passive heat removal by vessel cooling system of HTTR during no forced cooling accidents

國富 一彦; 中川 繁昭; 篠崎 正幸

Nucl. Eng. Des., 166(2), p.179 - 190, 1996/00

 被引用回数:19 パーセンタイル:82.71(Nuclear Science & Technology)

現在、日本原子力研究所で建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口ガス温度950$$^{circ}$$Cの黒鉛減速、ヘリウム冷却型高温ガス炉である。2系統の独立した炉容器冷却設備(VCS)は、炉心の強制冷却が不可能となる減圧事故及び加圧事故に炉心を間接的に冷却する。VCSは、原子炉圧力容器の回りの水冷管パネルと冷却水の循環ループから構成される。冷却パネルは、常時90$$^{circ}$$C以下に保たれており、原子炉圧力容器をふく射及び対流により冷却するとともに、事故時に炉心から崩壊熱を除去する。本報は、VCSの詳細設計及び減圧事故及び加圧事故時のVCSの安全機能を示したものである。安全解析により、このような事故時にも、VCSによる冷却とHTTRの固有の安全特性により、燃料の温度上昇と核分裂生成物の放出が防止されることが明らかになった。さらに、このような事故時に万一、VCSの故障が仮定されたとしても、炉心は安全な状態に保たれ、また、原子炉圧力容器の健全性も維持されることが確認された。

論文

Analysis for thermal fluid dynamics in downcomer of JAERI passive safety reactor (JPSR)

国井 克彦; 岩村 公道; 村尾 良夫

Proceedings of 3rd JSME/ASME Joint International Conference on Nuclear Engineering, Vol.2, p.1017 - 1022, 1995/00

原研型受動的安全炉JPSRの余熱除去は、ダウンカマ内を流れる自然循環流動により行われる。ダウンカマが三次元環状流炉であることを考慮してその余熱除去時のダウンカマ内の熱流動及び循環駆動力(密度差)を評価するために、三次元熱流動数値解析を実施した。その結果、(1)ダウンカマ内の流動は三次元的であり多次元性を示すが温度分布はほぼ均一になること、(2)設定したいずれのダウンカマ流入流量の場合にも定常時には十分な自然循環駆動力が確保できると予測されること、(3)その駆動力の時間増加の程度は、設定したどの流入流量の場合においても、時間積算流入冷却水量を用いて表すことができ、流入流量変動への依存性は小さいこと、(4)ダウンカマの流入口に取付けたバッフルによる流動を均一化するのは困難なこと、がわかった。

論文

Thermal fluid flow analysis in downcomer of JAERI passive safety light water reactor (JPSR)

国井 克彦; 岩村 公道; 村尾 良夫

Prog. Nucl. Energy, 29(SUPPL), p.405 - 412, 1995/00

受動的余熱除去系の予備設計では、ダウンカマ全域に流入冷水が到り、所要の自然循環駆動力が確保されることになっている。ダウンカマは鉛直方向及び円周方向に長い環状流路であるため、特に循環駆動力が強制循環流動の場合のように大きくない自然循環流動の場合には、ダウンカマ内で熱流動分布が生じ易く所要の循環駆動力及び循環流動が確保できない可能性が考えられる。本研究では、ダウンカマの全域に流入冷水を到らせる流下熱流動均一化法(バッフル板を使用)について、循環駆動力及び熱流動分布を評価することにより解析検討した。その結果、設定した流入量条件のもとで、ダウンカマの流入口付近に熱流動均一化用バッフルを取り付けることにより、自然循環駆動力は増加しないが、ダウンカマ内の流況を大きな偏流が発生しないように制御可能なことがわかった。

報告書

Heat removal capability of divertor coaxial tube assembly

渋井 正直*; 中平 昌隆; 多田 栄介; 高津 英幸

JAERI-M 94-073, 18 Pages, 1994/05

JAERI-M-94-073.pdf:0.58MB

ITER/EDAでは、大パワーを扱う必要性からガス・ダイバータが提案されている。この概念には中性ターゲット粒子を再循環し、放射・散逸される熱を除去するためのチャンネル部が必要である。このチャンネル壁の設計として、同軸管をトロイダル方向に配列したルーバ状のものが提案されている。同軸管は、冷却材戻り管の周りに多数の供給管をヘリカル状に配し、これをBe製の保護管に収納したものである。同軸管を用いた設計では冷却断面積が小さくなる。また、延性に乏しいBe材が過酷な熱サイクルのもとで使用される。このため、予想される過出力に対して十分な裕度を持った同軸管を得るためにはその適用限度を知る必要がある。本報告では、同軸管の除熱能力を調べ、若干の設計改善を提案する。

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