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報告書

Nuclear Energy System Department annual report

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 2003-004, 236 Pages, 2003/03

JAERI-Review-2003-004.pdf:16.34MB

本報告書は、平成13年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。平成13年度のエネルギーシステム研究部の研究分野は、核データの評価,低減速スペクトル炉の概念設計研究,炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析,原子力エネルギーの経済性評価,原子炉用新材料の開発及び経年挙動の研究,新型燃料の研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等にわたっている。この他、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

報告書

Nuclear Energy System Department annual report; April 1, 2000 - March 31, 2001

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 2002-005, 280 Pages, 2002/03

JAERI-Review-2002-005.pdf:18.05MB

本報告書は、平成12年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。平成12年度のエネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価,低減速スペクトル炉の概念設計研究,炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析,原子力エネルギーの経済性評価,原子炉用新材料の開発及び経年挙動の研究、新型燃料の研究,核変換システムの研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

報告書

原子動力海中航行観測船の運航条件及び運航システムの検討; 海洋調査への超小型炉の活用検討ワーキンググループ報告

浦 環*; 賞雅 寛而*; 西村 一*; 青木 太郎*; 上野 道雄*; 前田 俊夫*; 中村 溶透*; 島津 俊介*; 徳永 三伍*; 柴田 陽三*; et al.

JAERI-Tech 2001-049, 154 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-049.pdf:11.24MB

原研では、改良舶用炉の設計研究の一環として、北極海を主な調査海域とする原子動力海中航行観測船の検討及び搭載する超小型原子炉SCRの検討を行っている。本報告書は、船体設計、音響測位、船体運動、海洋調査等の専門家による原子動力海中航行観測船の運航条件及び運航システムの検討結果を示したものである。わが国の潜水船の船体運動に関する設計条件を調査するとともに、北極海における調査活動を想定して水中航行時及び水上航行時の船体運動を推定した。また、想定した船体運動が超小型原子炉SCRの出力に与える影響を評価した。運航システムとしては氷の下での活動を想定して、海底トランスポンダ方式及び氷上通信ブイ方式による測位及び通信方法を検討し、トランスポンダまたは通信ブイの設置間隔を130kmと定めた。また、船体及び原子炉の事故事象を整理して、安全確保の方法を検討した。これらの検討は原子動力海中航行船の概念に反映され、今後の検討課題が明らかとなった。

報告書

Nuclear Energy System Department annual report; April 1, 1999 - March 31, 2000

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 2001-010, 322 Pages, 2001/03

JAERI-Review-2001-010.pdf:27.21MB

本報告書は、平成11年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。エネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価や低減速スペクトル炉の概念設計研究、炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析、原子力用新材料の開発及び経年挙動研究、新型燃料の研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等の研究開発にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告書では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

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:29 パーセンタイル:11.19

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

Nuclear Energy System Department annual report; April 1, 1998 - March 31, 1999

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 99-031, p.320 - 0, 2000/01

JAERI-Review-99-031.pdf:16.21MB

本報告書は、平成10年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。エネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価や低減速スペクトル炉の概念設計研究、高速中性子体系における炉物理実験及び解析、炉特性解析コードの開発、原子炉制御及びセンシング技術の開発、伝熱流動実験及び解析、原子力用新材料の開発及び経年挙動研究、新型燃料の研究、舶用炉及び原子力船システムの研究等の研究開発にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

論文

Simulation of a marine nuclear reactor

楠 剛; 京谷 正彦; 小林 日出雄*; 落合 政昭

Nuclear Technology, 109, p.275 - 285, 1995/02

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所は、改良舶用炉の設計に利用するために原子力船エンジニアリングシミュレーションシステム(NESSY、以下シミュレータと記す)の開発を進めてきた。海洋環境下にて、舶用炉プラントは船体動揺に起因した傾斜、加速度変動、負荷変動の影響を受ける。本シミュレータは原子炉プラント応答計算と船体運動計算のプログラムを結合して、船体運動の影響を考慮した原子炉プラントの時系列解析を行う。本シミュレータでは、船体運動に起因した原子炉出力の変動、加圧器及び蒸気発生器の水位の変動等を計算することができる。シミュレーション結果を原子力船「むつ」実験航海にて得られた計測結果と比較して、本シミュレータが海洋環境下における舶用炉プラントの挙動を精度良く計算できることを明らかにした。

報告書

原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの総合評価

京谷 正彦; 落合 政昭; 楠 剛; 植松 春樹*; 高橋 照雄*

JAERI-M 94-079, 116 Pages, 1994/06

JAERI-M-94-079.pdf:3.19MB

原子力船「むつ」での実験航海等のデータを使用し、原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの性能を総合評価した。本目的は、原子力船「むつ」の実験航海等において実施された各試験結果とシミュレーション結果とを比較し、試験結果に対するシミュレーション結果の相違点の抽出、シミュレータを対象とした相違点発生の原因解明及びシミュレーションモデル適用範囲を明確化することである。総合評価の結果、試験結果とシミュレーション結果は概ね一致し、原子力船「むつ」モデルについて、その性能を確認することができた。また、今後の原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの整備をすすめるにあたり、本システムの基本計算モデルが有効に活用できることを確認した。

論文

Shielding design of obtain compact marine reactor

山路 昭雄; 迫 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(6), p.510 - 520, 1994/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:49.93(Nuclear Science & Technology)

舶用炉は船内の狭隘な場所に設置されること及び原子力船の経済上の観点から、軽量・小型でなければならない。現在の舶用炉では遮蔽体が原子炉プラント重量の大きな割合を占めている。例えば、原子力船「むつ」の遮蔽体は原子炉プラント重量の70%を越えている。また、遮蔽体の重量と大きさの大部分は二次遮蔽体によるものであり、「むつ」の場合では二次遮蔽体が全遮蔽重量の88%を占めている。改良舶用炉MRXは一体型PWRと水張り式格納容器を採用することによってこの問題をかなりの程度まで解決している。この概念では二次遮蔽体を必要としない設計が可能である。この結果、MRXは従来の舶用炉と比べて軽量・小型化されている。例えば、MRXの原子炉出力は「むつ」の2.8倍であるが、プラント重量は「むつ」の0.5倍、格納容器体積は「むつ」の0.7倍である。

報告書

原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの開発

楠 剛; 京谷 正彦; 高橋 照雄*; 小林 日出雄*; 橋立 晃司*; 落合 政昭

JAERI-M 93-223, 176 Pages, 1993/11

JAERI-M-93-223.pdf:4.18MB

原子力船開発の一環として舶用炉設計研究のため、1987年より原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの開発・整備を進めてきた。1993年3月「むつ」モデルについては完成をみたので、その内容を報告する。本システム開発の目的は、(1)設計各段階におけるプラント性能の評価・確認、(2)運転の省力化研究にある。本システムの特徴は、(1)与えられた海象、気象条件下での船体系、推進系及び原子炉プラントの各挙動を一貫して模擬できる総合シミュレーションシステム、(2)物理的根拠に基づくシミュレーションモデル、(3)拡張性、柔軟性に富んだ構成にある。今後は、本システムを改良舶用炉の設計支援ツールとして活用していく計画である。

報告書

一体型加圧水炉SPWRの起動特性の原子力船エンジニアリングシミュレーションシステム(NESSY)による予備解析

楠 剛; 京谷 正彦; 迫 淳*

JAERI-M 93-178, 16 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-178.pdf:0.51MB

改良舶用炉の設計に活用するために開発を進めてきた原子力船エンジニアリングシミュレーションシステムを用いて、受動的安全炉SPWRの起動シミュレーションを行った。SPWRは一体型炉で、制御棒を持たず、一次冷却水中のボロンの希釈のみで原子炉を起動する。原子力船エンジニアリングシミュレーションシステムにてこのボロン希釈による原子炉起動のシミュレーションを行い、起動時の安全性、起動率の適正範囲を評価した。

報告書

加速度変動時の限界熱流束に関する実験,その2; 加速度変動時の限界熱流束の測定,第2報

楠 剛; 手嶋 登*; 鈴木 治*

JAERI-M 93-134, 19 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-134.pdf:0.74MB

舶用炉の炉心設計上、船体運動に伴う上下方向加速度が限界熱流束に及ぼす影響を明らかにすることが重要である。本研究の目的は、改良舶用炉の設計研究の一環として、上下方向加速度と炉心の限界熱流束の関係を実験的に求めることにある。実験は、日本原子力研究所と船舶技術研究所との共同研究として行われ、R-113を実験流体とした実験ループを動揺台に搭載し上下方向加速度を付加し、限界熱流束を測定した。実験から改良舶用の運転圧力10.7MPaと気体の密度と液体の密度の比が一致するR-113の圧力1.47MPaの条件においても、上下方向加速度振幅の増大と共に限界熱流束は最小加速度の(1/4)乗に比例して低下する大辻等の式(付加加速度$$<$$0.5g)で保守的に評価できることを確認した。

報告書

改良舶用炉MRXの概念設計

原子力船研究開発室

JAERI-M 91-004, 532 Pages, 1991/02

JAERI-M-91-004.pdf:13.82MB

原研では1983年より継続して、将来の魅力的な舶用炉の実現を目指して改良舶用炉の設計研究を進めている。現在二つの舶用炉概念を固めたところである。一つは砕氷舶用の100MWtのMRX(Marine Reactor X)であり、もう一つは深海潜水調査船用の300kWeのDRX(Deep-sea Reactor X)である。これらの炉は、高度の受動的安全性確保と小型化を実現するために、一体型PWR、原子炉容器内装型制御棒駆動装置、原子炉容器水漬式格納容器受動的崩壊熱除去システムを採用したところに特徴がある。本報告書はMRXの設計を集大成したものである。

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。

報告書

舶用炉炉心内流動に及ぼす船体横揺の影響に関する研究

楠 剛; 鈴木 治*; 伊藤 泰義; 細田 誠吾*

JAERI-M 90-181, 57 Pages, 1990/10

JAERI-M-90-181.pdf:1.04MB

船体運動のうち横揺が炉心内流動に及ぼす影響を理論的に検討した。検討の対象は、当室で開発中の改良舶用炉炉心とし、解析は、横揺に関する計算機能を追加した汎用熱水力解析コード「THERMIT-2」により実施し、横揺周期、横揺振幅、炉心発熱量、境界条件等が、出口流速の変動量、流速変動と加速度変動の位置差に与える影響を検討した。計算の結果、炉心発熱がある場合よりもない場合の方が出口流速の変動が大きくなるなど興味深い知見が得られた。

報告書

改良舶用炉; 原子炉容器の水漬け格納に関する検討

石坂 雄一*; 伊藤 泰義

JAERI-M 89-221, 72 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-221.pdf:1.61MB

水漬け格納容器を採用している次期設計炉(MRX-1)の原子炉容器等に用いる最適な水中断熱材並びにその施工方法を見出すために、現状技術の調査を行うと共に本断熱に関する設計用件を設定し、ISIや沈没時の崩壊熱除去の可能性等勘案の上、空気を断熱材とする単純な金属構造モデル(ミラーインシュレーション)を優位な概念として抽出し、今後の具体化に値するものであることを示した。また、原子炉容器および格納容器の耐蝕性について調査・検討し、格納容器水が接する原子炉容器、格納容器それぞれについて、ステンレス鋼の溶接肉盛、BWRで実績がある塗装が妥当との結論を得た。

論文

Thermal-hydraulic behavior of marine reactor during oscillation

石田 紀久; 楠 剛; 村田 裕幸*; 横村 武宣; 小林 道幸*; 成合 英樹*

Nucl. Eng. Des., 120, p.213 - 225, 1990/00

 被引用回数:37 パーセンタイル:5.02

本報では舶用炉の熱水力学的挙動に及ぼす船体運動(ローリング、ヒービング等)の影響について、以下の三つの内容を報告している。(1)COBRA-IV-Iコードを変動する加速度下での限界熱流束を解析する様に拡張した。コードに組み込まれた限界熱流束はフレオン実験と比較し検証した。また、PWRサブチャンネルのホッテストチャンネルにおける限界熱流束比を解析した。(2)プラント解析コードRETRAN-02/MOD2-GRAVを船体運動下での過渡変化を解析する様改良した。このコードをヒービング下での二相流自然循環実験と傾斜時の単相自然循環実験について解析・比較し検証した。(3)動揺下での自然循環特性を実験により調べた。本実験により炉心流量及びループ流量特性が明らかになり、ローリングの関数で表わしたレイノルズ数を用いて炉心流量を整理した。

報告書

加速度変動時の限界熱流束に関する実験,その2; 加速度変動時の限界熱流束の測定,第1報

楠 剛; 大辻 友雄*; 井川 博雅*; 黒沢 昭*; 岩堀 宏治*; 横村 武宣*

JAERI-M 89-216, 33 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-216.pdf:1.06MB

舶用炉においては、船体運動に伴うみかけの重力加速度の変化によって限界熱流束がうける影響を明らかにすることは、炉心の熱水力設計手法の確立並びに安全性評価のために重要な課題である。本共同研究の目的は、動揺時の限界熱流束の低下を定量的に求めることにある。実験はR113を用いて行った。実験の結果、0.5MPaの圧力条件でも静止時限界熱流束に対する動振時限界熱流束の比は見かけの重力加速度の最低値の1/4乗に比例するという保守的相関式が適用できることを確認した。また、加速度変動による流量、出口ボイド率の変動の周波数応答関数より加速度変動は沸騰流路のある狭い区間のみボイド率変動に強く影響すると判断した。

報告書

内装型制御棒駆動装置の開発研究,1

石坂 雄一*; 伊藤 泰義

JAERI-M 89-174, 105 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-174.pdf:9.76MB

安全性、経済性に優れた改良舶用炉の実現のため、本炉に搭載する制御棒駆動装置(CRDM)は、先行炉において安全評価を要求されてきた「制御棒飛び出し事故」を設計基準内事象から排除することを狙いとして、原子炉圧力容器に内装することを目論んでいる。これらを踏まえてCRDMに要求される設計条件を整備し、小型・簡素化が達成可能なCRDMの基本概念を構築すると共に将来にわたる開発スケジュールを策定しての具体化研究を実施した。特に、本CRDMを原子炉圧力容器内水熱雰囲気に導入する上での大きな課題は、電気品の耐熱・耐絶縁性である。CRDM電気品の内、駆動源を成す電磁部(ビルトインモーター、スクラムマグネット)に着目して、使用環境を考慮したそれぞれの構造を具現化し、これらを基にコイル材料として使用可能と考えられる代表的な耐熱電線を選出した。更に、上記電線を用いた実用化のための基礎試験、また、この試験により選定された候補電線を用いてのミニチュアコイル試作試験を通じて、本CRDM電磁部のコイル材料として有望な耐熱電線を見出した。

報告書

改良舶用炉プラントの概念設計,III,システム設計,2; 小型・軽量化の検討

安保 則明; 伊藤 泰義; 横村 武宣*

JAERI-M 89-159, 66 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-159.pdf:1.89MB

当所は舶用炉研究開発の一環として、小型・高性能化を計った熱出力100MWの改良舶用炉プラントの概念設計を実施中である。ここでは、これまでに実施した小型・軽量化に主眼を置いた炉プラントのシステム設計について報告する。一次系機器を内装した一体型炉に、格納容器内に水を漲り、原子炉容器を水漬けにした球形の湿式格納容器とパッシブな概念を取り入れた自然循環を利用した崩壊熱除去システムを採用することにより、舶用炉プラントの小型・軽量化と、安全系の大部分について静的機器化・簡素化を図ることができた。湿式格納方式ではLOCA時に破断流が格納容器水位を上昇させ、格納容器内圧が高くなって流出流量を制限するのでECCS系統がなくても炉心が露出することはない。また、格納容器水の遮蔽効果により重量を大幅に軽減した。

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