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報告書

燃料挙動解析コードFEMAXI-8の燃料結晶粒内ガス移行モデル改良

宇田川 豊; 田崎 雄大

JAEA-Data/Code 2021-007, 56 Pages, 2021/07

JAEA-Data-Code-2021-007.pdf:5.05MB

FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として日本原子力研究開発機構が開発・整備を進めてきたFEMAXIコードの最新バージョンとして、2019年3月に公開された。本報告では、公開以降新たに整備を進めた、燃料結晶粒内核分裂生成物(FP)ガスバブルの多群/非平衡モデルについてまとめた。結晶粒内で様々なサイズを持って分布しているFPガスバブルを単一の大きさのガスバブルにより近似していた従来のモデルに対し、このモデルでは、バブルサイズに関する2群以上の群構造と非平衡な挙動の双方を表現することが出来る。これによって、妥当なオーダーのガスバブル圧力算定が可能となるなど、主に過渡的な挙動の再現性改善が見込めると共に、粒内FPガスバブル挙動についてより厳密な記述が可能となり、FP挙動モデリング全体としての高度化余地が拡大している。今回のモデル整備では、まず、任意の群数や空間分割に対応する粒内FP挙動解析モジュールを開発した。次に、FEMAXI-8上で容易に運用可能な2群モデルとして扱うため、同モジュールとFEMAXI-8間のインタフェースを開発し、両者を接続した。これによりFEMAXI-8から利用可能となった2群モデルについては改めて検証解析を実施した。多群/非平衡モデル適用時にも一定の性能を確保できるモデルパラメータを決定し、公開パッケージ向けに整備した。

論文

地層処分システムの性能を評価するための熱力学データベースの整備; OECD/NEAのTDBプロジェクトと国内外の整備状況

北村 暁

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(1), p.23 - 28, 2020/01

高レベル放射性廃棄物や地層処分相当TRU廃棄物などの地層処分システムの性能を評価することを目的として、廃棄体が地下水に接触したあとの放射性核種の溶解および錯生成挙動を評価するために使用する熱力学データベース(TDB)が国内外で整備されている。本報告では、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)が実施している国際プロジェクトを中心に、わが国および欧米各国で整備されているTDBを概説する。

報告書

燃料挙動解析コードFEMAXI-8の開発; 軽水炉燃料挙動モデルの改良と総合性能の検証

宇田川 豊; 山内 紹裕*; 北野 剛司*; 天谷 政樹

JAEA-Data/Code 2018-016, 79 Pages, 2019/01

JAEA-Data-Code-2018-016.pdf:2.75MB

FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきたFEMAXI-7(2012年公開)の次期リリースに向けた最新バージョンである。FEMAXI-7は主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたが、燃料挙動に係る現象解明やモデル開発等の燃料研究分野における適用拡大並びに燃料の安全評価等への活用を念頭に、原子力機構ではその性能向上及び実証を進めた。具体的には新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し、旧言語規格からの移植、バグフィックス、照射試験データベース構築等のインフラ整備、体系的な検証解析を通じた問題の発見と修正等を行うとともに、各種照射試験で取得された144ケースの実測データを対象とした総合的な性能評価を実施した。燃料中心温度について概ね相対誤差10%の範囲で実測値を再現する等、解析結果は実測データと妥当な一致を示した。

論文

Numerical modeling assistance system in finite element analysis for the structure of an assembly

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄; 沢 和弘; 飯垣 和彦

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

数値解析結果の妥当性を推定する手段の一つを提案する。有限要素法による構造解析をスーパーコンピュータの並列計算機能を活用して実行し、解析結果の相違を分析するとともに、入力データである有限要素分割の粗密を変更した解析結果を分析し、数値計算的な確かさを推定するシステムを提案する。解析結果を表現する解析結果モデルの形成過程は、データベースで機能IDとその計算手順のリストによって記述する。解析モデルマネージャは、計算手順を記述したリストの順序によって、すなわち複数の数値計算手続きにより、シミュレーションを実行することで、目的とするシミュレーションの数値計算解を出力する。その結果、目的とするシミュレーション結果が複数生成されることから、これらの結果の相違を比較し分析することで、解の正確さを推定する。本論での数値実験は静解析と動解析で実施し、その正確さを判断するための必要な手続きを明らかにした。数値実験は、京を用いて行った。

報告書

HTTRの中間熱交換器の伝熱性能に関する評価

栃尾 大輔; 中川 繁昭

JAERI-Tech 2005-040, 39 Pages, 2005/07

JAERI-Tech-2005-040.pdf:1.88MB

定格熱出力30MWの高温工学試験研究炉(HTTR)では、原子炉で発生した熱を加圧水冷却器,中間熱交換器による熱交換を経て、最終的に加圧水空気冷却器により大気に放散している。HTTRの主冷却系熱交換器は原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$C/950$$^{circ}$$Cを達成しつつ原子炉で発生した30MWの除熱を行わなければならず、主冷却系の熱交換器は設計時に定めた伝熱性能を有していなければいけない。本報では、HTTRにおいてこれまで実施してきた出力上昇試験,供用運転のデータから、主冷却系に設置されている熱交換器のうちの中間熱交換器(IHX)について伝熱性能を評価した。また、設計時におけるIHXの熱交換性能との比較を行い、設計時に用いたIHX伝熱性能評価手法の妥当性を検討した。

論文

Achievement of reactor-outlet coolant temperature of 950$$^{circ}$$C in HTTR

藤川 正剛; 林 秀行; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中川 繁昭; 坂場 成昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1245 - 1254, 2004/12

 被引用回数:75 パーセンタイル:97.45(Nuclear Science & Technology)

日本初の高温ガス炉HTTRは、2004年4月19日に最大熱出力30MWで、原子炉出口冷却材(ヘリウムガス)温度950$$^{circ}$$Cを達成した。出力上昇試験の最終段階として実施された高温試験運転では、原子炉の特性及び性能が確認され、また安全,安定運転のための種々の運転データが蓄積された。原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cの達成により、高温ガスタービンによる高効率発電が可能になるとともに、水を原料とした水素製造に十分な温度を達成したこととなり、原子力の非電力分野での利用の可能性が広がったことになる。今回の成功により、高温ガス炉を用いた水からの水素製造の実現に向けて大きく前進した。本報は、HTTRの高温試験運転の試験結果について述べたものである。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の核熱流動設計

中田 哲夫*; 片西 昌司; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.478 - 489, 2003/12

GTHTR300は、熱出力600MWtの安全性の高いブロック型高温ガス炉と約46%の高い熱効率を持つガスタービンシステムを組み合わせた簡素で経済性に優れた発電システムである。本報告では、核熱流動設計の特長と最新の成果を報告する。GTHTR300の炉心は、高性能燃料の適用とサンドイッチシャッフリング燃料交換方式の採用を通じて、わずか1種類の燃料のみで、(1)取り出し平均燃焼度12万MWd/t,(2)燃料炉内滞在時間1460日で稼働率90%以上、など厳しい所期の目標をすべて満足できた。これにより高性能で経済性の高い炉心を構成できることが確認できた。さらに制御棒操作方法を改善して、同一スタンドパイプ内にある制御棒1対の引き抜き価値を0.2%$$Delta$$k以下に抑え、最高出力密度をほぼ13W/cm$$^{3}$$以下、燃料最高温度1400$$^{circ}$$C以下として安全裕度の増加に寄与できることを確認した。

論文

Improvement of high-voltage performance of acceleration tubes by cleaning the walls with a high-pressure water jet

竹内 末広; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 吉田 忠

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 513(3), p.429 - 438, 2003/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:21.84(Instruments & Instrumentation)

原研(東海)タンデム加速器では加速電圧を18-20MVに改善するため加速管をコンプレスドジオメトリー型の新加速管に更新する計画をすすめている。新加速管に交換することで加速ギャッブ数が増え加速電圧を改善できる可能性がある。しかし、大型加速器では一般に交換後のコンディショニングには1-2か月の長い期間を要する。そこで、加速管内面をあらかじめ高圧純水洗浄により洗浄し、放電の源となる、あるいは放電を助長する絶縁体表面の汚れや微粒子を除去することにより、放電活動を抑制し短期間で期待する電圧にすることを考えた。高圧純粋洗浄した従来の加速管1MV分6本をタンデム加速器で高電圧試験を行い、また新加速管3MV分6本を高圧純粋洗浄し加速管メーカーのNEC社の3MV試験装置で高電圧試験を行った。結果は、どちらも定格電圧を短時間で越え、かつ放電は従来の加速管と比べ極めて少なかった。新加速管3MVの試験ではコンディショニングは加速管が安定に近い状態で進み24時間内に高度に安定な状態に達した。これで加速電圧の改善計画に明るい展望が開けた。本文では洗浄効果,セラミックスの表面などについての研究成果を述べており、放電活動は絶縁体表面の汚れや微粒子が主な原因であったことを明らかにしている。

報告書

HTTR高温試験運転の出力上昇試験計画

坂場 成昭; 中川 繁昭; 高田 英治*; 野尻 直喜; 島川 聡司; 植田 祥平; 沢 和弘; 藤本 望; 中澤 利雄; 足利谷 好信; et al.

JAERI-Tech 2003-043, 59 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-043.pdf:2.54MB

HTTRは、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}C$$の達成を目指した高温試験運転による出力上昇試験を平成15年度に計画している。高温試験運転の実施にあたっては、被覆粒子燃料を使用し、ヘリウムガス冷却を行う我が国初の高温ガス炉であることを念頭に、これまで実施してきた出力上昇試験(定格運転30MW及び原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}C$$までの試験)での知見をもとに計画する。高温試験運転においては、温度の上昇に従ってより厳しくなる、原子炉の核熱設計,放射線遮へい設計及びプラント設計が適切であることを確認しながら実施する。本報では、HTTRの安全性確保に重要な燃料,制御棒及び中間熱交換器について、定格運転モードでの運転データに基づき、高温試験運転時の安全性の再確認を行った結果を示すとともに、これまでに摘出された課題とその対策を示した。加えて、高温試験運転における試験項目摘出の考え方を示し、実施する試験項目を具体化した。その結果、原子炉施設の安全を確保しつつ、原子炉熱出力30MW,原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}C$$の達成の見通しを得た。

論文

Replacement of accelerator tubes of the JAERI tandem accelerator with tubes cleaned by a high-pressure water jet

竹内 末広; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 石崎 暢洋; 松田 誠; 月橋 芳廣; 神田 将; 田山 豪一; 阿部 信市; 吉田 忠

第14回加速器科学研究発表会報告集, p.308 - 310, 2003/00

原研タンデム加速器は端子電圧を改善するためコンプレスドジオメトリの加速管に更新した。更新にあたって加速管内を高圧純水洗浄するアイデアを検証するための種種の簡単な試験と1MV及び3MVの高電圧試験を行った。その結果加速管セラミック表面は剥がれやすい微粒子がかなり付着していて、高圧純水洗浄等で清浄化することで高電圧性能が飛躍的に改善されることがわかった。加速管更新については経過を述べる。

論文

Research activities on Tokamaks in Japan; JT-60U, JFT-2M and TRIAM-1M

二宮 博正; 狐崎 晶雄; 清水 正亜; 栗山 正明; JT-60チーム; 木村 晴行; 川島 寿人; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 伊世井 宣明; et al.

Fusion Science and Technology, 42(1), p.7 - 31, 2002/07

 被引用回数:12 パーセンタイル:27.27(Nuclear Science & Technology)

先進定常トカマク運転に必要な高い総合性能を維持する科学的基盤を確立するため、JT-60Uは改善閉じ込めモードの運転制御シナリオの最適化を進め、各種のプラズマ性能を向上してきた。この結果、定常トカマク炉に向けた顕著な成果を得た。これらの成果の詳細を報告する。JFT-2Mでは、高性能プラズマの開発と核融合炉で採用が予定されている構造材料開発のための先進的研究と基礎的な研究を進めている。真空容器外側に設置したフェライト鋼により、トロイダル磁場リップルが減少することが示された。真空容器内の20%の領域にフェライト鋼を設置しても、プラズマ性能への影響は見られなかった。TRIAM-1Mの結果についても報告する。

報告書

ITER用超伝導コイルの製作技術開発と成果

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 遠藤 壮*; 菊地 賢一*; 久保 芳生*; 青木 伸夫*; 山田 雄一*; 大崎 治*; 佐々木 崇*; et al.

JAERI-Tech 2002-027, 23 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-027.pdf:2.94MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の建設判断に必要な技術を実証することを目的として、1992年から工学設計活動 (EDA) が日本,欧州連合(EU),ロシア,米国の国際協力によって進められた。このEDAでは、各種の先端的機器の製作技術開発が行われ、ITERで必要とされる製作技術の実証と技術目標の達成に成功し、2001年7月に終了した。そして、現在、ITER計画は建設に向けた新たな局面へと進んでいる。ITERの超伝導コイル・システムは、トロイダル磁場(TF)コイル,中心ソレノイド(CS)コイル,ポロイダル磁場(PF)コイル,及び不整磁場補正コイルの4種類からなる。これらのコイルの内、CSコイル及びTFコイルは、これまで経験したことのない大型かつ高性能なコイルであるため、EDAにおいて、それぞれCSモデル・コイル計画及びTFモデル・コイル計画を実施し、製作技術開発及び超伝導特性の実証試験を行った。CSモデル・コイルの製作には、高性能超伝導素線製造技術,大型撚線技術,コイル化技術,熱処理技術,超伝導導体接続技術及び高耐電圧絶縁技術の開発が不可欠である。本報では日本が中心となって開発に成功したCSモデル・コイルについて、以上の製作技術を中心に紹介する。

論文

SPring-8 standard X-ray monochromator; Alignment of rotated-inclined geometry

山崎 裕史*; 矢橋 牧名*; 玉作 賢治*; 米田 安宏; 後藤 俊治*; 望月 哲郎*; 石川 哲也*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 467-468(Part1), p.643 - 646, 2001/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:45.58(Instruments & Instrumentation)

SPring-8標準分光器には、アンジュレータビームラインでは熱負荷を軽減するために、また偏向電磁石ビームラインでは広エネルギーバンドに対応するために、分光結晶はともにインクラインド配置で設置されている。この標準分光器のスペックとパフォーマンスについて述べられている。

論文

Recent progress in design sutdy of Japanese spallation neutron source

渡辺 昇; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 原田 正英; 坂田 英明*; 池田 裕二郎; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 大山 幸夫

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.12 - 0, 2000/00

統合計画核破砕パルス中性子源の設計開発研究の最近の進展について、中性子工学研究を中心にターゲット開発の現状について述べる。中性子工学では、ターゲット・モデレータ・反射体系の概念設計の高度化を非常に広範囲な要素別に最適化研究を行い種々の新しいアイディアの提案とともに、世界最高性能の実現に向けて迫りつつある。このような高性能をターゲット工学の立場から可能とするため、熱流動、構造・材料にわたる広範囲な開発研究が進行中で、その問題点、開発シナリオ、最近の技術的データ、解析結果等について述べる。また計画の第一期にあっては陽子ビーム出力は1MWであるが第二期にあっては5MWに増力されることが本計画の重要な柱であり、そのためにはどのような陽子エネルギー、パルス繰り返し周波数を目指すべきかを判断するための基礎となるデータを蓄積中で、そのことについても報告する。

報告書

試験・研究炉の性能向上に関する研究

桜井 文雄

JAERI-Research 99-016, 84 Pages, 1999/03

JAERI-Research-99-016.pdf:2.97MB

最近の試験・研究炉の利用ニーズは、原子力科学の発展に伴いますます高度化及び多様化してきている。また、原子炉として求められる安全性は、動力炉と同様年々厳しくなってきている。このような状況下において、試験・研究炉を先端的研究用ツールとしてより有効に活用していくためには、完全性の向上も含む性能向上を常に図る必要がある。本研究においては、中性子源としての原子炉性能向上の観点からJMTR用高性能燃料要素について、実験利用施設としての利用性能の向上の観点からJMTRにおける高速中性子照射量の評価法について及び原子炉施設の安全性の向上の観点から水冷却型試験・研究炉の冠水維持装置サイフォンブレーク弁の性能評価法について検討した。

論文

高速計算に内在する4つの呪い

淺井 清; 武宮 博*

計算科学, p.94 - 104, 1998/00

並列科学技術計算にかかわる4種類の制約と、それらを緩和するための取り組みについて述べる。並列処理技術の普及を困難なものとしている要因として、Amdahlの呪い、Tofflerの呪い、Scalabilityの呪い、及びMooreの呪いという4種類の制約が存在する。これらの制約を完全に解決することは不可能であり、緩和することのみが可能である。これら4種類の制約の緩和について、日本原子力研究所計算科学技術推進センターの取り組みを中心に述べる。

論文

JAERI 5MW spallation source project

渡辺 昇*; 勅使河原 誠*; 高田 弘; 中島 宏; 大山 幸夫; 永尾 忠司*; 甲斐 哲也; 小迫 和明*; 日野 竜太郎; 石倉 修一*; et al.

Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.3 - 10, 1998/00

原研中性子科学研究計画の基幹施設である5MW核破砕中性子源の設計概念、新提案、最適化、技術的問題点、その解決に向けてのR&D、予想される性能及びその建設の正統性に関する論議等について報告する。本計画では世界最高性能の核破砕パルス中性子源を目指すもので、その実現にはまず優れたコンセプトが不可欠であり、筆者等は広範囲の予備研究の後、ターゲット・減速材・反射体系に新しいコンセプトを提案した。このコンセプトに基づいて広範囲の最適化研究を行い、中性子ビーム強度、パルス特性において世界最高の性能が得られることを示した。またこれに付随する重要な技術的・工学的問題を整理し、その解決に向けてのR&Dについて、一定の道筋を示した。

報告書

高燃焼燃料解析コードEXBURN-Iの詳細構造とユーザーズマニュアル

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*

JAERI-Data/Code 97-046, 210 Pages, 1997/11

JAERI-Data-Code-97-046.pdf:5.41MB

軽水炉燃料の高燃焼度領域における通常時及び過渡時のふるまいを解析する計算コードEXBURN-Iを開発した。高燃焼領域では、ペレット熱伝導率低下、被覆管の水側腐食、燃料棒発熱分布の変化などが大きくなり、燃料棒のふるまいにかなりの程度影響を及ぼす。こうした現象を解析するため、FEMAXI-IVをベースとしつつ改良を施し、ペレット熱伝導率変化、FPガス放出率の燃焼履歴依存変化、被覆管酸化膜成長などの新たなモデルを組み入れた。本報告は、コードの全体構造とモデル及び物性値の説明を詳細に行い、また詳細な入力マニュアル、サンプル入出力などを添えたものである。

論文

並列言語ADETRAN4での行列計算; VPP500上の処理系実装とその応用

今村 俊幸

並列処理シンポジウム (JSPP 96)論文集, 0, p.17 - 24, 1996/00

科学技術計算において並列処理は必須となってきている。ADETRAN4はADI法のような交互方向操作に基づく並列スキームADEPSを表現するために開発された言語であるが、その本質としてベクトル処理が暗に含まれる点がある。本研究では並列言語ADETRAN4をベクトル並列計算機VPP500上にインプリメントし、さらに応用として行列計算分野におけるADETRAN4のプログラミングおよび計算実効性能などをLU分解、ハウスホルダー変換などの数値実験などを行い評価を試みた。これらの実験からADETRAN4を用いることで比較的簡単なプログラミングで効果的にパフォーマンスをあげることが可能となった。

論文

Performance of high burned PWR fuel during transient

柳澤 和章; 藤城 俊夫

Proc. of the 4th Int. Symp. on Advanced Nuclear Energy Research (JAERI-CONF 1/JAERI-M 92-207), p.509 - 516, 1992/12

過去20年間、軽水炉燃料の被覆材として、Zrを主成分とするジルカロイ合金(Zr-Sn-Fp-Ni-Cr)が使用されて来た。現行商用炉では、核燃料サイクルの観点から、燃料棒の高燃焼度化が推進されているが、FP封じ込めの安全等しバリヤとしてのジルカロイ合金には健全性の観点から様々の検証が必要とされている。原子炉安全性研究炉(NSRR)では、反応度事故の観点から、高燃焼度PWR燃料に過渡出力変化をかけ、その状況下での性能を評価する研究が進められている。本論文は、燃料棒平均燃焼度で41MWd/1kgUまで照射されたPWR型燃料棒をとりあげ、発電炉供用中の燃料ふるまい及びNSRRでパルス照射したときの過渡ふるまいについて研究した結果を報告するものである。なかでも、被覆材の過渡時における機械的特性に主眼を置き、破損しきい値等の観点から計算コードFPRETAINの検証も実施された。

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