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報告書

水中断熱構造の検討

斉藤 和男*; 楠 剛; 石田 紀久

JAERI-Tech 2001-038, 100 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-038.pdf:6.02MB

改良舶用炉MRX及び深海調査船用原子炉DRXでは、水を張った原子炉格納容器内に原子炉容器や配管を設置する。これら原子炉容器や配管の内部流体は運転時には高温となるため、格納容器に張った水とは断熱して、熱の放散を防ぐ必要がある。一般のプラントにおける大気中の保温と比べて、水中での断熱方法はいまだ確立された技術とはいえない。配管の水中断熱について、従来方式である二重管とする方法以外の方法について検討し、蒸気層と耐熱プラスチック,ポリイミドを用いた断熱構造を試設計した。また、断熱の成立性を簡便なモデルにより確認した。

論文

Design of advanced integral-type marine reactor, MRX

楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 石田 紀久; 星 蔦雄*; 迫 淳*

Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.155 - 175, 2000/10

 被引用回数:31 パーセンタイル:10.87

船舶推進用として、改良舶用炉MRXの概念を確立した。MRXの設計目標を、小型化、軽量化、安全性向上及び信頼性向上として設定し、水張格納容器の採用により、「むつ」の約3倍の定格出力で、約1/2の容積及び重量まで小型・軽量化した。また、受動的安全設備の採用により、動的機器の数は在来型のPWRに比べて大幅に減少させることができた。受動的安全設備の機能については、解析により、また、一部実験により安全が確保できることを確認した。また、PSAにより、MRXの炉心損傷確率は在来PWRよりも2桁程度小さいことが示された。さらに、MRXを搭載した原子力コンテナ船と在来ディーゼル機関のコンテナ船との経済性比較を行い、大量で高速な貨物輸送のニーズに対して原子力船が有利であることを示した。

報告書

原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの整備; 一体型炉シミュレータの開発

高橋 照雄; 島崎 潤也; 中澤 利雄; 藪内 典明; 福原 彬文*; 楠 剛; 落合 政昭

JAERI-Tech 2000-039, p.94 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-039.pdf:4.0MB

原子力船研究開発室は、将来の原子力船動力源として軽量・コンパクトで安全性の高い出力100MWtの一体型炉MRXの設計研究を実施し、工学設計を完了した。本一体型炉の設計性能及び運転性能を確認するとともに、一体型炉の運転操作の自動化研究に使用するため、リアルタイムのエンジニアリングシミュレータを開発した。本シミュレータは、原子力船「むつ」の実験航海データにより精度検証された「むつ」シミュレータと同様のモデル化手法を用い開発した。事故事象等のプラント全体の挙動については、安全解析コードによる解析結果と照合し、整合していることを確認した。今後実機の運転結果あるいは実験結果との照合による検証が必要であるが、リアルタイムのエンジニアリングシミュレータとして利用可能である見通しが得られた。

論文

Shielding design for steam generator of advanced integral marine reactor MRX

小田野 直光; 山路 昭雄*; 石田 紀久

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.78 - 82, 2000/03

経済性及び信頼性向上を目指した次世代型の改良舶用炉として、大型舶用炉原子炉MRXの概念を報告する。MRXは蒸気発生器を原子炉容器内に内蔵する一体型PWRであり、原子炉容器は水を充填した格納容器内に設置されている。MRXでは、格納容器内の水も放射線遮蔽材として有効に活用し、格納容器外側の二次遮蔽体を不要にするという遮蔽設計上の目標に基づいて、格納容器の胴部直径及び肉厚を定めた。さらに、プラントの高さ方向長さを短縮する目的で、蒸気発生器を炉心近傍に設置し、かつ原子炉室外側の機関室を周辺監視区域にすることを設計目標に掲げた。これを可能とさせるよう、炉心槽の板厚を厚くするとともに炉心槽外側と蒸気発生器との間に鋼製遮蔽体を設け、蒸気発生器内二次冷却水の16-N放射化量等を低減させた。その結果、プラントの飛躍的な軽量・小型化が達成された。

論文

Advanced marine reactor MRX and application to nuclear barge supplying electricity and heat

石田 紀久; 楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 福原 彬文*; 落合 政昭; 星 蔦雄*

Proceedings of International Workshop on Utilization of Nuclear Power in Oceans (N'ocean 2000), p.55 - 66, 2000/02

改良舶溶炉MRXは、船舶推進用動力源として熱出力100MWの一体型PWRである。軽量・小型化、安全性向上及び信頼性向上を図るためいくつかの新技術を採用している。水張式格納容器の採用は軽量小型化に有効であり、「むつ」と比較して約半分の1600ton,1210m$$^{3}$$の原子炉が得られている。また、工学的安全系には、簡素化された受動的安全系を採用しており安全解析によりその性能が確認されている。MRXを電力-熱供給用エネルギー源として利用することが可能である。原子力バージとして、電力100MW,造水35,000m$$^{3}$$/day及び温水供給システムの概念検討を行った。ただし、MRXの熱出力は300MWへ出力増としている。

報告書

改良舶用炉MRXの中性子検出器案内管部遮蔽解析

三浦 俊正*; 石田 紀久; 平尾 好弘*

JAERI-Tech 98-030, 38 Pages, 1998/08

JAERI-Tech-98-030.pdf:1.73MB

改良舶用炉MRXでは炉外核計装用中性子検出器を格納容器外側から原子炉容器周辺の所定の位置まで挿入するため検出器案内管を配置する。案内管は遮蔽欠損部なので放射線の透過やストリーミングのため格納容器外側の線量率を高める原因となる。そこで案内管部の最適遮蔽設計に資することを目的として同部分の遮蔽計算を行った。計算には二次元輸送計算コードとモンテカルロ計算コードの接続計算手法を用いた。ストリーミングに関するモンテカルロ計算では統計精度をあげるため案内管の近傍のみを解析した。この方法の信頼性はJRR-4における実験を解析することにより確かめた。MRXの遮蔽計算の結果、案内管出口での線量率は設計基準に近い値であった。線量率を下げるには案内管は線源部が直視できないように湾曲させればよいことが明らかとなった。

論文

水張格納容器方式の冷却材喪失事故時の圧力挙動に関する基礎実験

楠 剛; 頼経 勉; 石田 紀久

日本原子力学会誌, 40(2), p.135 - 143, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.3(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所が設計研究を進めている改良舶用炉MRXは、小型一体型炉であり、冷却材喪失事故に対する工学的安全施設として受動的安全機能を有する水張格納方式を採用している。本格納容器方式では、冷却材喪失事故時に格納容器圧力が上昇して原子炉容器の圧力と等しくなることで、冷却材の流出を停止させる。水張格納容器の設計では、冷却材喪失事故時の圧力挙動を明らかにしておくことが重要であるが、本設計のように受動的な炉心冠水維持を図った格納容器に関する実験例はない。本報告書では、冷却材喪失事故時の水張格納容器内の熱流動現象を実験的に調べ、格納容器圧力上昇の程度及びそれへの影響因子を明らかにし、格納容器圧力上昇の簡便な予測モデルを検討した結果を述べる。

報告書

大型船舶用原子炉MRX模型の製作と点検・保守性の検討

笠原 芳幸*; 中沢 利雄; 楠 剛; 高橋 博樹; 頼経 勉

JAERI-Tech 97-048, 62 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-048.pdf:4.52MB

大型船舶用原子炉MRXは、受動的安全系を採用した小型の一体型原子炉である。MRXの設計においては、点検・保守性を考慮して設計を進めたが、設計上の問題(特に機器配置、組立性、分解等)を検討することを目的に、MRXの1/5寸法の模型を製作し、所要の検討を行った結果以下の点が明らかになった。(1)原子炉容器・格納容器、炉内構造物等の製作性については基本的に問題はない。(2)蒸気発生器、非常用崩壊熱除去設備伝熱管等について構造上は基本的に問題はない。しかし、伝熱管支持構造、炉内での固定方法については十分注意する必要がある。(3)原子炉容器、格納容器の配管貫通部、特にフランジ構造部については詳細設計において十分な検討(漏洩対応、取付性、点検性)を行う必要がある。

報告書

改良舶用炉MRXのLOCA時の格納容器圧力及び炉心冠水維持機能解析

楠 剛; 大久保 哲郎*; 頼経 勉; 安達 雅樹; 石田 紀久

JAERI-Tech 97-046, 56 Pages, 1997/09

JAERI-Tech-97-046.pdf:1.88MB

水張格納容器及び自然循環方式の崩壊熱除去設備による受動的安全設備を備えた改良舶用炉MRXについて、LOCA解析をRELAP5により行い、格納容器圧力が設計圧力を上回ることなく炉心冠水を維持することが可能な運転範囲を明らかにした。解析では、配管の破断位置、格納容器気相部初期体積等をパラメータとした。その結果、格納容器気相部初期体積は基準値30m$$^{3}$$を中心に26~36.5m$$^{3}$$の範囲内に制御する必要があることが示された。また、長期冷却については、RELAP5の計算に加え、簡易計算を行い、非常用崩壊熱除去系統及び非常用格納容器水冷却系統の性能が、炉心冠水維持と格納容器圧力抑制のために妥当なものであることを明らかにした。

論文

舶用動力への原子力の利用

佐藤 和男*

日本造船学会誌, 0(782), p.6 - 10, 1994/08

舶用原子力に特に関心を持っていない読者(主に、造船・海運関係者)を対象に、舶用動力としてみた原子力の持つ可能性について解説したものである。原子力は在来舶用機関に比べて、大出力で連続長時間航行が可能、水中での使用に有利、CO$$_{2}$$・SOx・NOxを排出しない等の特長を持つ。海運や海洋開発の高度化のニーズの中で、これらの特長を有する原子力の利用範囲は広がると予想される。代表的な使用対象として、コンテナ船、超高速コンテナ船、極地観測船、深海調査船を、その他の舶用炉の利用方法として、プラントバージ、水中動力ステーションを例示した。このようなニーズに応えるため原研で概念設計を進めている新型舶用炉MRX及びDRXを紹介した。また、原子力船及び舶用炉が実用化されるために、今後どのような課題があるかについても言及した。

論文

Present status of nuclear ship engineering simulation system

落合 政昭; 京谷 正彦; 高橋 照雄*; 楠 剛

11 Annual Simulators Conf., Simulation Series,Vol. 26,No. 3, 0, p.454 - 459, 1994/00

原子力船エンジニアリング・シミュレーションシステムは、第1期計画として原子力船「むつ」を対象としたシミュレータとして開発してきたが、その開発は完了し、「むつ」の実験データにより、そのシミュレーション性能は十分であることを確認した。すなわち、本シミュレータの基本計等モデルの妥当性が証明された。今後は、第2期計画として、改良型舶用炉MRXを対象としたモデルの開発をすすめる。特に、設計支援ツールであることから、プラント構成の変更を容易に行えるようグラフィック入力システムについても開発する。発表に当たっては、設計支援ツールとしてのシミュレータの活用方法に重点を置くこととする。

論文

原子力船「むつ」の軌跡,研究開発の現状と今後の展開,Part VI; 改良舶用炉の研究開発

迫 淳; 小林 日出男*; 飯田 浩正; 山路 昭雄

原子力工業, 38(4), p.55 - 60, 1992/04

改良舶用炉MRX(Marine Reactor X:砕氷船用原子炉)の設計を改良することを目的とし、遮蔽設計の見直しを行うとともに、炉構造設計、保守計画の合理化を図った。また検討中の開発方策について詳述する。

報告書

改良舶用炉の炉心設計

安保 則明; 田原 義寿*; 岡山 彰*; 島村 和彦*

JAERI-M 90-182, 76 Pages, 1990/10

JAERI-M-90-182.pdf:2.16MB

当室は58~61年度に改良舶用炉試設計として100MWtの原子炉プラントを3種類、炉心は1改良炉心を含めて4炉心の設計研究を実施し62年度からは概念確立設計として同じく100MWtのさらに小型高性能化した2炉プラントの概念を構築するとともに炉心の検討として3炉心のサーベイ及び1炉心(最適炉心)の設計検討を行い、その結果を基に現MRXへと設計研究を進めている。また一方、平成元年度から深海調査船用超小型炉の設計研究として出力2MWtの炉心、炉プラントの設計検討を開始した。「本レポートはこれまでの舶用炉炉心設計のまとめとして、合計8炉心(100MWt)及び超小型炉心について設計条件、主要目、炉心構成等を比較整理するとともに、現在舶用炉特有の負荷変動条件等を考慮して細径としている燃料棒外径を陸上炉並みの太径とする検討を行なった。「その結果、太径とすることは可能でその方策はいくつかあり今後検討を要する」ことが明らかとなった。

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