検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 10 件中 1件目~10件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱の評価

宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴

JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB

最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。

論文

Evaluation of feedback reactivity coefficients by inverse kinetics in Monju

北野 彰洋; 中島 健*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1205 - 1210, 2018/04

フィードバック反応度は、高速炉炉心設計において考慮され、特に出力係数が負になることが重要であり、実機運転においても確認することが必須となっている。もんじゅで実施されたフィードバック反応度測定試験では、ゼロ出力臨界状態で正の反応度を投入し、フィードバック反応度により安定状態となるまでのプラントデータを採取した。得られたデータに基づきフィードバック反応度係数の評価が実施されているが、これまでの評価では、臨界点における原子炉出力及び原子炉入口温度に着目した評価手法であったため、1回の試験取得できるデータが2点に限定されていた。既存の臨界点での評価では3回の試験データを使用したため、3日間の期間が必要であった。本研究では、逆動特性を適用し、1回の試験結果でフィードバック反応度を評価する手法を考案し、実機への適用性を確認した。

論文

高速増殖原型炉もんじゅ廃止措置と燃料体取出し作業に向けて

古賀 和浩*; 鈴木 和則*; 浜野 知治; 高木 剛彦

FAPIG, (194), p.6 - 11, 2018/02

高速増殖原型炉もんじゅは、2016年12月21日の原子力関係閣僚会議において、廃止措置が決定した。その後、2017年6月13日に「廃止措置に関する基本的な計画」が文科相へ提出され、廃止措置の第1段階である燃料体取出し期間(約5.5年)がスタートした。富士電機は、燃料体取出し作業の安全な作業遂行に向けて、事業者の日本原子力研究開発機構に協力して各種準備を進めているところである。本稿では、燃料体取出し作業に向けた、点検等の準備状況の概要を紹介する。

報告書

Verification of alternative dew point hygrometer for CV-LRT in MONJU; Short- and long-term verification for capacitance-type dew point hygrometer (Translated document)

市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*

JAEA-Research 2017-001, 40 Pages, 2017/03

JAEA-Research-2017-001.pdf:5.19MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件:空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい試験規定」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度:$$pm$$2.04$$^{circ}$$C)を長期間にわたり有することを確認した。

論文

Validation of core cooling capability analysis in Monju during guillotine pipe break at primary heat transport system

山田 文昭; 有川 晃弘*; 深野 義隆

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

ナトリウム冷却高速炉において低圧である冷却材配管のギロチン破断は物理的に生じないが、高速増殖原型炉もんじゅでは安全評価の一つとして、ギロチン破断を念のために仮想的に設定し、許認可のための評価を行ってきた。本論文では、もんじゅ1次主冷却系配管大口径破損時の炉心冷却能力評価において、評価結果に影響を及ぼす現象について、以下のこれまでの試験データの蓄積を踏まえ、解析評価の妥当性を検証した。(a)炉心流量低下に伴い生じる炉心ナトリウム沸騰に関する試験データ、(b)1次主冷却系循環ポンプトリップ後のフローコーストダウンのもんじゅデータ、(c)燃料被覆管の破損評価に用いるLMP回帰曲線の照射済み燃料被覆管急速加熱バースト試験データ、さらに、原子炉トリップ信号応答時間等のもんじゅ実機データも適用し、炉心冷却能力を最新評価した。その結果、燃料被覆管の破損率は従来評価を上回ることなく、あえて1次主冷却系配管にギロチン破断を仮定したとしても、炉心の大規模な損傷に至らないことを評価した。

論文

Water flow simulation test on flow-induced oscillation of thermowell in prototype fast breeder reactor "MONJU"

近藤 昌也; 安濃田 良成

JSME International Journal, Series B, 44(4), p.688 - 694, 2001/11

高速増殖炉「もんじゅ」の熱電対流力振動に関する水流模擬実験を行った。試験体変位の測定並びに可視化実験を行い、試験体の振幅及び周波数特性、振動の位相を評価した。評価の結果、対称渦を伴うインライン方向1次元振動が生じる流速範囲と、交互渦を伴う2次元振動が生じる流速範囲とが存在することを示した。また、ウェーブレット変換と統計処理手法を組み合わせた位相評価手法を提案し、2次元振動領域におけるインライン方向変位の位相と交互渦による外力の位相との関係が流速条件によって変化していることを示した。

報告書

もんじゅ温度計ウェルの流動励起振動に関する水流実験

安濃田 良成; 黒田 猛*; 近藤 昌也; 村田 秀男

JAERI-Tech 96-028, 71 Pages, 1996/06

JAERI-Tech-96-028.pdf:3.04MB

平成7年12月6日、動力炉・核燃料開発事業団の高速増殖原型炉もんじゅの2次主冷却系においてナトリウム漏洩事故が発生した。漏洩は2次主冷却配管に設置された温度計ウェルの先端部が折損し生じたものであるが、折損の原因は後流渦による流動励起振動によるものと考えられている。原研では、科学技術庁原子力安全局の「もんじゅナトリウム漏えい事故調査・検討タスクフォース」による原因究明に資するため、温度計ウェルの流動励起振動に関する水流実験を行った。実験は、もんじゅ温度計ウェルが使用された条件を含む広範な条件について実施し、後流渦パターンとウェルの振動モードとの関係、及び変位応答における減衰パラメータの影響を明らかにした。

報告書

FCA VI-2集合体の臨界実験; FCAによる高速原型炉模擬実験研究報告

飯島 勉; 弘田 実彌; 溝尾 宣辰; 白方 敬章; 藤崎 伸吾; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 山岸 耕二郎; 三田 敏男*; M.Cho*

JAERI-M 7888, 50 Pages, 1978/10

JAERI-M-7888.pdf:1.1MB

FCAでは高遠原型炉「もんじゅ」の模擬実験が進行中である。FCAVI-2集合体はVI-1集合体に続くその物理的モックアップ炉心の一つで、VI-1が「もんじゅ」の外側炉心のモックアップであったのに対し、VI-2は「もんじゅ」の内側炉心の組成を模擬した試験領域を、U-235を燃料とするドライバーで取り囲んだゾーン系である。VI-2集合体では昭和48年3月から49年4月まで1年以上にわたって種々の実験が行われたが、本報告はそれらのうち非均質臨界量、特性試験、プルトニウム高次同位元素の効果、サンプル反応度価値空間分布、核分裂比および核分裂率分布、燃料板パンチング効果、模擬ブランケット効果、ピン状燃料アッセンブリーによるピン-プレートの比較など主として臨界性に関する実験結果についてまとめたものである。

口頭

The R&D Programs of Maintenance Technology for FBR Monju Using the Sodium Engineering Research Facility

猿田 晃一; 山口 智彦; 上田 雅司

no journal, , 

In 2015 Japan Atomic Energy Agency has introduced a new facility to conduct a variety of research and development activities in a sodium environment at Tsuruga, Fukui-prefecture, where the demonstration of the prototype fast reactor Monju is ongoing since the achievement of the first criticality in 1994. This facility, named Sodium Engineering Research Facility (SERF), accommodates a large-scale and a small-scale sodium circulation loop system, glove boxes, and multipurpose test cells in a three-story building, occupying a 700-square-meter area. The primary missions of SERF are: to develop inspection and maintenance technologies for a sodium-cooled fast reactor, with an emphasis on improving the safety and reliability of the operation and the handling techniques for the sodium coolant; to provide fundamental understandings of phenomena observed in a severe accident; and to support the operation of Monju by providing solutions to technical problems and potential development needs. In this paper we present an overview of SERF and some of the research and development programs that are currently under consideration.

口頭

Evaluation of double leakage at primary heat transport systems of Monju with passive safety features

吉村 一夫; 池田 真輝典; 江沼 康弘; 相澤 康介

no journal, , 

DECに対する最適評価手法としてもんじゅの受動的安全特性を考慮して1次主冷却系2箇所漏えい評価を行った。原子炉容器液位低下に伴うカバーガス圧力減少により漏えいナトリウム総量が緩和される(負圧効果)。この負圧効果を考慮することにより、1次主冷却系2箇所漏えい時にも崩壊熱除去に必要な原子炉容器液位を保持できる見通しを得た。

10 件中 1件目~10件目を表示
  • 1