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論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大

日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00395_1 - 16-00395_9, 2017/04

高速炉の炉停止失敗事象(ATWS: Anticipated Transient without Scram)に対して、原子炉容器内での事象終息(IVR: In-Vessel Retention)の成立性を検討した。検討においては、確率論的評価に基づいて冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)をATWSの代表事象に選定した上で、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。本検討の結果から、原子炉容器は機械的にも熱的にも損傷することはなく、IVRが成立する見通しを得ることができた。

論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06

The achievement of In-Vessel Retention (IVR) against Anticipated Transient without Scram (ATWS) is an effective and rational approach in enhancing the safety characteristics of sodium-cooled fast reactors. Based on the Probabilistic Risk Assessment (Level 1 PRA) for a prototype fast-breeder reactor, Unprotected Loss of Flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, can be selected as a representative event of ATWS. The objective of the present study is to show that no significant mechanical energy release would take place during core disruption caused by ULOF, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. As a result of the present evaluation with computational codes and physical models reflecting the knowledge on relevant experimental studies, the prospect of IVR against ULOF was obtained.

論文

A Preliminary evaluation of unprotected loss-of-flow accident for a prototype fast-breeder reactor

鈴木 徹; 飛田 吉春; 川田 賢一; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 松場 賢一; 伊藤 啓; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Technology, 47(3), p.240 - 252, 2015/04

 被引用回数:15 パーセンタイル:12.48(Nuclear Science & Technology)

In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss-of-flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation should hence be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU, reflecting the knowledge obtained after the original licensing application through CABRI experiments and EAGLE projects, and to gain the prospect of In-Vessel Retention (IVR) for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of IVR against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.

論文

An Experimental study on heat transfer from a mixture of solid-fuel and liquid-steel during core disruptive accidents in Sodium-Cooled Fast Reactors

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; 鈴木 徹; 飛田 吉春; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Vurim, A. D.*; et al.

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/12

The relocation of degraded core material through the Control Rod Guide Tubes (CRGTs) is one of essential subjects to achieve the in-vessel retention (IVR) in the case of postulated core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). The CRGT is available as the discharge path by its failure in the core region and heat-transfer from the core-material to the CRGT is one of dominant factors in its failure. In case of a core design into which a fuel subassembly with an inner duct structure (FAIDUS) is introduced, a mixture of solid-fuel and liquid-steel is supposed to remain in the core region since the FAIDUS could effectively eliminate fuel in liquid-state from the core region. Therefore, the objective of the present study is to obtain experimental knowledge for the evaluation of heat-transfer from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT. In the present study, an experiment was conducted using Impulse Graphite Reactor which is an experimental facility in National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. In the experiment, the mixture of solid-fuel and liquid-steel was generated by a low-power nuclear heating of fuel and transferring its heat to steel, and then, data to consider the heat-transfer characteristics from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT were obtained. The heat-transfer characteristic was revealed by evaluating thermocouple responses observed in the experiment. Through the present study, knowledge was obtained to evaluate heat-transfer from the remaining core-materials to the CRGT.

論文

Radiation shielding considerations for the repair and maintenance of a swimming pool-type tokamak reactor

関 泰; 川崎 弘光*; 森 清二*

Nuch.Eng.Des./Fusion, 1, p.243 - 253, 1984/00

スイミングプール型トカマク炉の保守修理に対する放射線遮蔽を検討した。プール水位をマグネット真空容器の2m上方にとれば、炉を運転中に人間が炉室に立入ることができる程度に線量率を低くできる。炉停止24時間後には、従業員がマグネット真空容器上部まで近接できる。トーラスの内側の水の層の厚みは、自動熔接・切断装置が挿入できるに十分であると同時にマグネットの放射線しゃへい性能を保っている。第1壁の崩壊熱の除去には何らかの強制冷却が必要である。中性粒子入射孔周辺のしゃへい厚みは、マグネットの放射線損傷をかろうじて設計基準以下に抑えている。

報告書

NSRR高温高圧水カプセルの試作開発

小林 晋昇; 豊川 俊次

JAERI-M 8274, 53 Pages, 1979/06

JAERI-M-8274.pdf:1.53MB

本報告書は、NSRRで計画されている軽水動力炉の運転条件を模擬した燃料破損実験に使用する高温高圧水カプセルについての試作・開発の結果についてまとめたものである。試作・開発した装置については、設計・製作後に行った機能試験および性能試験の結果、試作目的全般にわたって所定の成果が得られた。今後、これらの得られた資料を十分に活用しインパイル実験のための製作を行うつもりである。

口頭

炉心損傷時の炉心物質再配置挙動評価手法の開発,7; 研究開発成果のまとめ

鈴木 徹; 神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 山野 秀将; 守田 幸路*; Zhang, B.*; Guo, L.*; 飛田 吉春

no journal, , 

ナトリウム冷却型高速炉(SFR)では、炉心損傷事故(CDA)の原子炉容器内保持(IVR)が達成できるように、適切な設計対応を行うことが可能である。本研究ではIVR達成において重要となる、溶融炉心物質の制御棒案内管を通した流出挙動、流出した溶融炉心物質が冷却材により冷却・微粒化される挙動、更に微粒化した炉心物質が堆積したデブリベッドが内部の冷却材沸騰により撹拌・再配置し、自ら平坦化する挙動に対して、実験的研究による現象解明と評価手法の開発・検証を組み合わせた研究を実施した。

口頭

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,8; ULOF炉心膨張過程/炉容器応答過程における評価

小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春

no journal, , 

高速炉の炉停止失敗事象における損傷炉心の熱エネルギ状態をパラメータとした炉心膨張解析を行い、膨張炉心を圧力源とみた場合にその特性を表す圧力-体積関係(P-Vカーブ)を評価した。さらに、得られたP-Vカーブを入力として構造応答解析を行い、炉容器胴部の構造健全性が維持される結果を得た。

口頭

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木 徹; 飛田 吉春; 堺 公明; 中井 良大

no journal, , 

な炉停止失敗事象(Anticipated Transient without Scram: ATWS)に対して、原子炉容器内終息(In-Vessel Retention: IVR)の成立性を検討した。検討においては、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。また、解析手法の妥当性について、最新の研究成果を踏まえた評価を併せて実施した。以上より、IVR成立の見通しを得た。

口頭

第4世代SFRを対象としたSAS4AコードによるATWS事象の起因過程解析

久保田 龍三朗; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*

no journal, , 

様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。

口頭

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,11; ULOF再配置/冷却過程における最確及び不確かさ評価

曽我部 丞司; 和田 雄作*; 鈴木 徹*; 飛田 吉春

no journal, , 

高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の再配置/冷却過程における事象推移を評価・検討した。原子炉容器内終息(IVR)成立の見通しを得るために実施した、低圧プレナム流出燃料及び炉心残留燃料の安定冷却性に関する最確及び不確かさ評価について報告する。

口頭

Na中における溶融炉心模擬物質侵入挙動の可視化技術開発

江村 優軌; 神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男

no journal, , 

ナトリウム冷却型高速炉において炉心損傷事故が発生した場合、溶融炉心物質が下部プレナムへと移行し、冷却材との相互作用により微粒化することが考えられている。この微粒化挙動を把握するため、溶融したステンレス鋼をNa中に落下させる模擬試験を実施し、その挙動をX線及び高速度カメラによって撮影した。本件では、X線による可視化に成功し、融体の微粒化に伴い冷却が急激に進行することについて報告する。

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