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論文

Uncertainty analysis for source term evaluation of high temperature gas-cooled reactor under accident conditions; Identification of influencing factors in loss-of-forced circulation accidents

本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031013_1 - 031013_11, 2018/07

近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉の不確実さ伝搬評価の入力値となる影響因子の系統的な選定手順を提案するとともに本手法の適用性確認を目的とし試評価を実施した。試評価は、高温ガス炉の代表的な過渡事象である減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した場合を対象とし、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度を不確実さ因子に設定し核熱流動の観点から実施し、結果として、提案した手法により16の影響因子を選定した。今後は選定した影響因子を入力値とし不確実さ伝搬解析を実施予定である。

論文

Uncertainty analysis for source term evaluation of high temperature gas-cooled reactor under accident conditions; Identification of influencing factors in loss-of-forced circulation accidents

本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07

近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉で想定される減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した事象を対象とした不確実さ評価手法の確立を目指した検討を進めており、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度評価の不確実さの定量化を目指している。本論文では、そのはじめとして、不確実評価の入力値となる重要因子選定手順を提案するとともに変動パラメータの系統的な導出及び当該変動パラメータが保有する不確実さ抽出の結果について報告する。

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

Investigation of countermeasure against local temperature rise in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

小野 正人; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.044502_1 - 044502_4, 2016/10

HTTRを用いた炉心冷却喪失試験は、物理現象の効果によってシビアアクシデントを起こさない固有の安全性を有する高温ガス炉を研究する安全評価コードの検証のため、制御棒を挿入せず、炉容器冷却設備を停止して炉心冷却を喪失させるものである。炉容器冷却設備は熱放射や熱伝達によって高温となった原子炉圧力容器を冷却することにより原子炉の残留熱や崩壊熱を除去するものである。試験では、原子炉の安全性は維持されるものの、炉容器冷却設備の熱反射板による水冷管の冷却効果が届かない箇所の局所的な温度が長期使用の観点から制限値を上回ると考えられる。試験は炉容器冷却設備を停止し核熱を用いずガス循環機による入熱のみで実施され、その結果、最高使用温度より十分低い温度ではあるが局所的に温度の高い箇所を特定し、冷却水の自然循環の冷却効果に十分な効果は無く、冷却管の温度を1$$^{circ}$$C下げるのみであることを見出した。そして、HTTRの再稼働後にすぐに実施される炉心冷却喪失試験に向けた新しく適切で安全な手順を確立した。

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

EBR-II passive safety demonstration tests benchmark analyses; Phase 2

Briggs, L.*; Monti, S.*; Hu, W.*; Sui, D.*; Su, G. H.*; Maas, L.*; Vezzoni, B.*; Partha Sarathy, U.*; Del Nevo, A.*; Petruzzi, A.*; et al.

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.3030 - 3043, 2015/08

IAEA主催の「EBR-II炉停止のための熱除去試験に係るベンチマーク解析」研究共同プロジェクトは4年計画のうち3年目となっている。本プロジェクトには11ヶ国19機関がEBR-IIで行われた炉停止のための熱除去試験の内最も厳しい過渡試験の内の2ケースについて解析を実施してきた。ベンチマーク仕様に基づき炉心及び1次主冷却系の解析モデルを構築し解析を実施した。本プロジェクトのPhese 1ではブラインド解析が実施され測定データと比較・評価された。Phase 2では、Phese 1で試験データと合わなかった箇所を検討し解析モデルの改良を実施した。本論文では、最新の解析結果及び残された作業の実施方針を記載した。

論文

Improvement of transient analysis method of a sodium-cooled fast reactor with FAIDUS fuel sub-assemblies

大釜 和也; 川島 克之*; 大木 繁夫

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

内部ダクト付燃料集合体を採用したJSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の過渡挙動を精緻に評価するため、プラント動特性解析コードHIPRAC用の新たなモデルを開発した。このモデルでは、内側および外側炉心燃料チャンネルを、バンドル内、周辺部および内部ダクト隣接部にわけて、それぞれのチャンネルにおける冷却材再分布および温度を評価できる。バンドル内および周辺部のチャンネルの冷却材温度分布については、過去に実施した$$alpha$$-FLOWによる解析結果との比較により検証した。内部ダクト内の冷却材温度分布は、汎用熱流動解析コードSTAR-CD ver. 3.26により解析した。この結果に基づき、内部ダクト内での水平方向に均一な温度分布を仮定した伝熱モデルをHIPRAC用のモデルとして適用した。750MWe JSFRの低除染TRU含有燃料炉心における反応度係数を評価し、これを用いて、HIPRACコードにより冷却材喪失型事象における過渡挙動を評価した。新旧モデルの解析結果の比較から、詳細な冷却材温度評価により、内部ダクトやラッパ管ギャップなどを含む燃料集合体周辺部の冷却材温度および冷却材フィードバック反応度の過大評価が改善されることが示された。

論文

Development of risk assessment methodology of decay heat removal function against external hazards for sodium-cooled fast reactors, 3; Numerical simulations of forest fire spread and smoke transport as an external hazard assessment methodology development

岡野 靖; 山野 秀将

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

森林火災の延焼及び煤煙移行の数値シミュレーションを行い、天候条件に対する感度、及び、ナトリウム冷却高速炉の空気冷却器エアフィルターにおける煤煙積算量を評価した。森林火災延焼シミュレーションはFAR SITEを用い、時間進展に伴う火災エリアの拡大と反応強度、火線強度を導出した。煤煙移行挙動はALOFT-FTを用い、PM2.5/10粒子の空間濃度分布を導出した。エアフィルターにおける煤煙積算量は単位面積あたり数百グラム程度と見積もられ、これは運転上の制限である15kgを大きく下回ることが分かった。

論文

Investigation of characteristics of natural circulation of water in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

高田 昌二; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 関 朝和; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 沢 和弘

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

HTTRを使った炉心冷却喪失試験では、原子炉の固有の安全性を確認するとともに、自然現象によりより安全を確保できることを示すため、炉心に制御棒を挿入せず、また、VCSを停止させて原子炉の強制冷却を停止させる。試験では、VCSの熱反射板のついていない水冷管に、原子炉の安全上問題とはならないが、財産保護の観点から局所的な温度上昇が懸念された。非核加熱試験を通して、局所的な温度上昇点が確認され、最高使用温度よりは低いが運転上の管理制限値を超える可能性のあることが分かった。冷却水の自然循環による冷却効果は1$$^{circ}$$C以内であった。このため、再稼働後早期に試験を実施するための安全確実な試験方法を確立した。

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:14 パーセンタイル:12.63(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

Prediction of fission product release during the LOFC experiments at the HTTR

Shi, D.*; Xhonneux, A.*; 植田 祥平; Verfondern, K.*; Allelein, H.-J.*

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2014/10

高温ガス炉技術の安全性と当該事象下で想定される物理現象の確証を目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた実証試験が行われた。OECD主導によるLOFC(冷却材喪失事故)プロジェクトの一部として、HTTRを用いた3つのシリーズ試験運転が計画された。本試験運転では、ガス循環機の全台停止によって1次冷却材流量を異常低下させ、原子炉をスクラム不能かつ反応度制御しないATWS(原子炉スクラム失敗を伴う予期された過渡事象)とする計画であり、本事象下において原子炉の再臨界を伴う。本論では、ユーリッヒ研究所が新たに開発したソースターム解析コードSTACYについて、またLOFC試験条件下でのHTTR炉心における核分裂生成物挙動の計算結果について述べる。STACYは元来、核分裂生成物の移行放出挙動シミュレーションの検証・妥当性確認モデルであり、本研究において中空円筒形状の燃料コンパクトや六角柱状ブロック型炉心を取扱えるよう拡張改良した。本論では、3次元連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードSERPENTならびに事故・過渡事象時の核分裂生成物移行放出挙動の多群解析モデルMGTによる時間依存の核熱流動解析値にもとづくSTACYの計算結果について述べる。

論文

Study of metallofullerenes encapsulating actinides

秋山 和彦; 末木 啓介*; 塚田 和明; 矢板 毅; 三宅 洋子*; 羽場 宏光*; 浅井 雅人; 兒玉 健*; 菊地 耕一*; 大槻 勤*; et al.

Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 3(1), p.151 - 154, 2002/06

アクチノイドフラーレンはそのHPLC溶離挙動から2つのグループに分類することができる。第1のグループはU,Np,Amを内包した金属フラーレンでLa,Ce,Pr,Ndのような軽ランタノイドを内包したものと類似した溶離挙動を示しており、第2のグループはTh,Paを内包したもので、ランタノイドフラーレンとは全く異なった挙動を示している。溶出ピークの主成分は質量分析の結果から前者はM@C82、後者はM@C84であると同定され、内包されたU及び,Th原子の酸化状態は紫外可視近赤外吸収やX線吸収端近傍構造分光から、それぞれ3+及び、4+であることが推測される。

報告書

Transient thermal and stress analyses of the ITER shielding blanket/first wall under off-normal conditions

古谷 一幸; 橋本 俊行*; 佐藤 聡; 黒田 敏公*; 中村 孝紀*; 倉沢 利昌; 喜多村 和憲*; 高津 英幸

JAERI-Tech 95-045, 53 Pages, 1995/09

JAERI-Tech-95-045.pdf:3.13MB

ブランケット(BL)の非正常時(LOFA、LOCA、PEC)における構造健全性の確認の為の熱応力解析を行った。その結果、1)第一壁(FW)、シールド、FWとシールドのLOFA/LOCAにおいてBL各部位が400$$^{circ}$$Cに達する時間はそれぞれBeの18秒、中央リブの90秒、Beの17秒。2)FW、シールドのLOFA/LOCAにおいてBLが3Smを満足する最高温度はそれぞれCuの280$$^{circ}$$C、中央リブの170$$^{circ}$$C。3)FWのLOFA/LOCA時ではFW温度及び応力の過度な上昇を防ぐ為にプラズマを停止する必要がある。4)FW、シールドのLOFAとLOCAの比較ではどちらの場合も応力、変位量に大きな差は無い。5)1.8GWまでのPECの影響は問題無い。LOFA-Loss of Flow Accident(冷却材流動停止事故) LOCA-Loss of Coolant Accident(冷却材損失事故) PEC-Power Excursion Condition(過出力状態)

論文

Ceramic breeding blanket development for experimental fusion reactor in JAERI

倉沢 利昌; 高津 英幸; 佐藤 聡; 森 清治*; 橋本 俊行*; 中平 昌隆; 古谷 一幸; 常松 俊秀; 関 昌弘; 河村 弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 27, p.449 - 456, 1995/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:38.85

核融合実験炉(ITER,FER)で増殖ブランケットとして、セラミックスの層状構造ブランケットが採用されている。このセラミックスブランケットの設計および研究開発に関する最近の原研での研究成果を発表する。ブランケットの設計ではブランケット第1壁の冷却チャンネル中の冷却水停止時の温度上昇および熱応力の解析をおこなうと共に、冷却水の圧力損失の評価をおこなった。ブランケット設計を支援するR&Dではブランケット筐体の製作およびHIP接合部の機械試験を行い、実機製作への見通しを得ると共に有意義なデータベースを取得した。ペブル(Be)充填層の熱伝導度測定および増殖セラミックスの熱サイクル試験、構造材と増殖材の両立性試験後の引張試験データなどを評価解析して発表する。

報告書

LOFT L2-5試験データによるPWR大破断LOCA事象に対するREFLA/TRACコードの予測性能評価

秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫

JAERI-M 94-037, 66 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-037.pdf:1.64MB

REFLA/TRACコードは、軽水炉内の熱水力挙動解析のために原研で開発を進めている最適予測コードである。REFLA/TRACコードは米国で開発されたTRAC-PF1/MOD1コードを骨組みとし、再冠水モデル、凝縮モデル、界面摩擦モデル等を原研で改良したものである。これまでに改良モデルの妥当性を種々の分離効果試験データを用いて検証してきた。本報告はPWR大破断LOCA事象に対する予測性能をLOFT L2-5試験データを用いて総合的に評価した結果をまとめたものである。計算結果と測定結果とを比較検討した結果から、REFLA/TRACコードにより、破断流量、非常用炉心冷却水のバイパス量、被覆管温度履歴等の主要なパラメータを良好に予測できることがわかった。その結果、REFLA/TRACコードによりPWR大破断LOCA時のシステム内熱水力挙動を安定かつ高速に実用上十分な精度で予測できることを確認できた。

報告書

ナトリウム冷却金属燃料高速炉用炉心過渡挙動解析コード; EXCURSの改造と解析例

岡嶋 成晃; 軍司 康義*; 向山 武彦

JAERI-M 92-031, 81 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-031.pdf:2.29MB

アクチノイド消滅処理専焼炉(ABR)の設計研究において、炉心過渡特性解析は安全性の観点から、重要である。そこで、Na冷却酸化物燃料高速炉用炉心過渡挙動解析コード「EXCURS」を、Na冷却金属燃料高速炉に適用できるように改造を行った。改造の妥当性を確認するために、ANLで行ったEBR-IIでの過渡試験解析結果や電中研で行った1000MWe級金属燃料高速炉の過渡特性解析結果と改造「EXCURS」の解析結果とを比較した。その結果、全般的に改造「EXCURS」の解析結果と他の解析結果は良い一致を示し、改造「EXCURS」がLMRやABRの炉心過渡現象を予測するのに使用できることが確認できた。改造「EXCURS」を用いて、Na冷却金属燃料専焼炉(M-ABR)のULOFおよびUTOP解析を実施した。さらに、安全性を検討するために、燃料の熱伝導率やフィードバック反応度係数のATWS解析結果に与える影響について、パラメータサーベイを行った。その結果、フラワリング係数、遅発中性子割合、燃料熱伝導率が燃料最高温度に強く影響することが分かった。

論文

OECD LOFT計画の成果

LOFT専門部会

日本原子力学会誌, 33(12), p.1112 - 1120, 1991/12

OECD LOFT計画は、熱出力50MWのPWRを用いて、LOCAおよび運転時の異常な過渡変化に関する総合実験を行い、それらの事故および異常時における原子炉プラントの熱水力挙動、ECCSの有効性、さらにはFPの移行挙動を明らかにすることを目的として実施された。OECD LOFT計画では、熱水力実験6回とFP移行実験2回の合計8実験が行われた。熱水力実験の結果から、ECCSの有効性および現行の安全基準の妥当性が改めて、確認された。一方、最後に行われたLP-FP-2実験は、LPIS配管の破断を含む極めて苛酷な多重故障によるシビアアクシデントを模擬し、燃料集合体の損傷過程並びにFP移行に関するデータを提供した。本稿は、OECD/LOFT計画の成果と、国内での関連研究の概要をとりまとめたものである。

論文

Small break experiments LP-SB-1 and LP-SB-2 results and calculations

田坂 完二*; 安濃田 良成; 久木田 豊

The OECD/LOFT Project; Achievements and Significant Results, p.145 - 163, 1991/00

OECD LOFT計画のLP-SB-1及びLP-SB-2実験は、PWRのホットレグ3インチ管破断を模擬した実験で、1次冷却材ポンプの運転と継続した場合と停止した場合の相違を調べるために行われた。ポンプを早期に停止した場合には、破断口露出以前の破断流量が多いが、破断口露出のタイミングは、ポンプの運転を継続した場合に比べかなり早い。破断口が露出した後は、破断流量は極端に少なくなるため、ポンプの運転を継続した方が破断流量が多くなる。こうした現象は、ホットレグ内の二相流が相分離により層状流になるためであるが、従来の計算コードでは予測が不十分であった。しかし、二相流動様式遷移およびoff-take (Pull-throghおよびエントレインメント)モデルを改良することにより、予測性を改善することができた。しかしながら、これらの現象に関する計算コードの予測精度にはさらに改良の余地がある。

報告書

NSRR高速炉燃料実験における燃料の温度挙動の予測

中村 武彦; 傍島 眞; 細山田 龍二*

JAERI-M 90-140, 189 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-140.pdf:3.97MB

原研NSRRでは、ナトリウム冷却条件での高速炉燃料の破損実験を計画している。同実験における実験燃料の発熱量や温度挙動を予測することは実験範囲を定量化し、実験計画を策定する上で重要である。本報は実験燃料の温度挙動を予測するために行なった伝熱計算のまとめである。解析の結果、Na冷却条件での燃料破損のメカニズムは水冷却の場合と異なるであろう事が示された。また、最大パルス条件では実験燃料のほとんどが溶融し、破損するであろう事が示され、実験条件と燃料温度との関係が明らかとなった。本計算に当たり、軽水炉燃料のNSRR実験条件下での温度挙動を解析する計算コードNSR77を高速炉燃料挙動解析用に改造した。改造を行なった箇所については伝熱モデルを中心に併せて説明する。

報告書

NSRR高速炉燃料実験における各種燃料の発熱量の予測評価

中村 武彦; 更田 豊志; 傍島 眞; 細山田 龍二*

JAERI-M 90-067, 85 Pages, 1990/04

JAERI-M-90-067.pdf:2.28MB

NSRRでは高速炉の研究開発に資する為に、事故時の高速炉燃料の挙動を調べる実験を計画している。高速炉燃料は、被覆管がステンレス鋼であり、燃料ペレットも酸化物のほか炭化物、窒化物、さらに金属燃料も考えられている。冷却材がナトリウムであるため、高速炉燃料実験用カプセルおよびループは運転温度が高く、断熱材や中性子減速材を備えた複雑な構造となり、従来の水カプセルとは大幅に異なったものとなる。本報告ではこれらの実験物を用いて、高速炉燃料をNSRRで中性子照射した場合の、中性子輸送計算を行い、各種燃料の発熱量を評価し、NSRR高速炉燃料実験の適用範囲を定量化した。また、実験物を中性子経済の優れた設計とするため、構造材や減速材等の核的性質の評価を併せて行った。

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