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報告書

安全研究センター成果報告書(平成27年度$$sim$$平成29年度)

安全研究・防災支援部門 安全研究センター

JAEA-Review 2018-022, 201 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-022.pdf:20.61MB

日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センターでは、国が定める中長期目標に基づき、原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究を行っている。本報告書は、安全研究センターの研究体制・組織及び国内外機関との研究協力の概要とともに、安全研究センターで実施している9つの研究分野((1)シビアアクシデント評価、(2)放射線安全・防災、(3)軽水炉燃料の安全性、(4)軽水炉の事故時熱水力挙動、(5)材料劣化・構造健全性、(6)核燃料サイクル施設の安全性、(7)臨界安全管理、(8)放射性廃棄物管理の安全性、(9)保障措置)について、平成27年度$$sim$$平成29年度の活動状況及び研究成果を取りまとめたものである。

論文

Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool

Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; De Rosa, F.*; D'auria, F.*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4921 - 4934, 2015/08

The phenomenological analyses and thermal hydraulic characterization of a nuclear reactor are the basis for its design and safety evaluation. Scaled down tests of Integral Effect Test (IET) and Separate Effect Test (SET) are feasible to develop database. Though several scaling methods such as Power/Volume, Three level scaling and H2TS have been developed and applied to the IET and SET design, direct extrapolation of the data to prototype is in general difficult due to unavoidable scaling distortions. Constraints in construction and funding for test facility demand that a scaling compromise is inevitable further. Scaling approaches such as preservation of time, pressure and power etc. have to be adopted in the facility design. This paper analyzes some IET scaling approaches, starting from a brief analysis of the main characteristics of IETs and SETFs. Scaling approaches and their constraints in ROSA-III, FIST and PIPER-ONE facility are used to analyze their impact to the experimental prediction in Small Break LOCA counterpart tests. The liquid level behavior in the core are discussed for facility scaling-up limits.

報告書

原子力安全性研究の現状,平成16年

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2005-009, 151 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-009.pdf:31.04MB

日本原子力研究所(原研)は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全性研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。また、世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図るとともに、原研の研究を補完する目的で国際協力を実施している。さらに、原子力施設の事故等に際し、国や地方自治体が行う緊急時対応や原因究明等の作業を技術面で支援することは、原研に求められる重要な役割の一つである。本報告書は、平成14年4月から平成16年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要及び研究に用いられた施設について記載している。

報告書

Progress of nuclear safety research, 2003

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2004-010, 155 Pages, 2004/03

JAERI-Review-2004-010.pdf:16.43MB

日本原子力研究所(原研)は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究対象の分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等である。また、世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図るとともに、原研の研究を補完する目的で国際協力を実施している。さらに、原子力施設の事故等に際し、国や地方自治体が行う緊急時対応や原因究明等の作業を技術面で支援することは、原研に求められる重要な役割の一つである。本報告書は、平成13年4月から平成15年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要及び研究に用いられた施設について記載している。平成13年11月に発生した浜岡原子力発電所1号機の配管破断事故について、原子力安全・保安院による事故調査に協力して実施した配管破断部調査、並びに東京電力の幾つかのBWRで見付かったひび割れが生じた炉心シュラウドについて、原子力安全委員会による安全評価書のレビューに協力して実施した健全性評価の概要も記載した。

報告書

原子力安全性研究の現状; 平成14年

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2002-030, 143 Pages, 2002/11

JAERI-Review-2002-030.pdf:16.51MB

日本原子力研究所は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究内容には、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等が含まれる。また国際協力により世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図っている。本報告書は、2000年4月から2002年4月までの期間に日本原子力研究所において実施された原子力安全性研究を要約したものである。

報告書

Progress of nuclear safety resarch; 2001

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2001-032, 126 Pages, 2001/10

JAERI-Review-2001-032.pdf:10.42MB

日本原子力研究所は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究内容には、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等が含まれる。また、国際協力により世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図っている。本報告書は、1999年4月から2001年3月までの期間に日本原子力研究所において実施された原子力安全性研究を要約したものである。

報告書

原子力安全性研究の現状; 平成12年度

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2000-028, 106 Pages, 2000/11

JAERI-Review-2000-028.pdf:14.37MB

原研における安全性研究は、国の定める原子力研究、開発及び利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで実施している。11年に東海村で生じた臨界事故は、わが国最大レベルの原子力事故となり、原子力全体の安全確保が厳しく問われている。このような事故原因を技術面のみならず組織面からも明らかにし、再発防止に努めるとともに、防災計画の充実を図ること、燃料サイクル全体の安全性を向上させることが、国民の原子力への信頼を取り戻すうえでも重要である。安全性研究の実施分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究で、放射性廃棄物処理処分に関する研究及び安全性向上のための将来技術の研究開発等を含んでいる。さらに、国際研究機関を中心とした多国間協力や2国間協力により、世界各国共通の原子力安全の課題に対する認識の国際的な共有を図るとともに、研究の効率的推進と研究開発資源の有効利用を図っている。

報告書

遮蔽安全ガイド資料; 基礎編

核燃料施設安全性研究委員会

JAERI-Tech 94-036, 226 Pages, 1994/12

JAERI-Tech-94-036.pdf:6.38MB

核燃料サイクル施設等を対象とした合理的な遮蔽安全評価法を整備する観点から、現在行われている遮蔽安全確保の方法や遮蔽計算法を整理してまとめた。併せて核燃料サイクル諸施設の典型的な遮蔽設計例を示した。本報は核燃料施設安全性研究委員会遮蔽安全性実証解析専門部会による調査結果をまとめたものである。本報をまとめるに当っては、科学技術庁からの受託研究である「平成4年度遮蔽安全性実証解析」の成果の一部をとり入れた。

論文

LISA Package user guide, Part 2: LISA(Long Term Isolation Safety Assessment) program description and user guide

P.Prado*; A.Saltelli*; 本間 俊充

EUR-13923, 47 Pages, 1992/00

この文書は、LISA(長期隔離の安全評価)コードとそのサブモデルについて記したものである。LISAは核廃棄物の地層処分の安全評価のための計算コードである。任意の崩壊チェーン及び任意の数から成る地層媒体中の核種移行を扱うことができる。また、モンテ・カルロ手法を用いて、入力パラメータの不確実さに起因する最終結果(例えば線量)の不確実さを評価することができる。このコードは、分布形をもつ入力パラメータの値をモンテカルロ法で生成するプリプロセッサーコード(PREP)と出力結果の統計解析を行うポストプロセッサーコード(SPOP)と一体となってコードパッケージを形作っている。この報告書では、LISAの構造、サブルーチン及びサブモデルと入出力ファイルについて説明する。利用者が別のサブモデルを用いても利用可能なだけの情報を提供する意図で書かれている。

報告書

Implementation of reactor safety analysis code RELAP5/MOD3 and its vectorization on supercomputer FACOM VP2600

石黒 美佐子; 根本 俊行*; 平塚 篤*

JAERI-M 91-051, 70 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-051.pdf:1.48MB

RELAP5/MOD3はアイダホ国立研究所(INEL)で開発された最新の軽水炉安全性解析コードで、加圧水型原子炉の熱流動をシミュレートするために使用されている。コードは、原研と米国原子力規則委員会との間のROSA-IV協定における技術情報交換の一環として原研に導入された。まず、INELから提供された元版からIBMバージョンを抽出し、それを原研のFACOM M-780用に交換し、その後、FACOM VP2600で効率的に処理するためにベクトル化した。ヘクトル化版コードは、スカラー計算に比較して約3倍速くなっている。現在のベクトル化率は78%である。本報告書では、FACOM計算機への変換方法とベクトル化方法について述べる。

論文

Post-dryout heat transfer of high-pressure steam-water two-phase flow in single rod channel and multi rod bundle

小泉 安郎; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 田坂 完二

Nucl.Eng.Des., 99, p.157 - 165, 1987/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:70.71(Nuclear Science & Technology)

単一ロッド及びロッドバンドルの熱伝達実験装置を用いて高圧水-蒸気二相流のドライアウト後熱伝達実験を行った。実験では、原子炉のLOCA時に特に重要となる低流量域を対象としている。単一ロッドの熱伝達実験は、圧力3MPaの条件下で、液量100~310kg/m$$^{2}$$S、入口クオリティ0.15~1.0の範囲内で行われた。測定した熱伝達率を用いて原子炉LOCA解析コードに使われている相関式を評価した。その結果、Groeneveldの式とのよい一致を見たが、一致度は壁温と流動条件に依存し、矛盾なく全実験範囲に適用できる相関式を作成した。この相関式をロッドバンドル(5$$times$$5)の熱伝達実験装置(TPTF)で行った3MPa~12MPa,15~600kg/m$$^{2}$$S,クオリティ0.0~1.0の範囲の実験データを用いて検証した。この領域の研究は従来あまりなされていないものであった。

論文

NSRR(原子炉安全性研究炉)の炉特性解析

伊勢 武治; 稲辺 輝雄; 中原 康明

日本原子力学会誌, 17(6), p.314 - 321, 1975/06

NSRRの炉特性解析法の確立をはかるとともに、この炉の炉物理的特徴を明らかにした。また、実験孔最適設計の検討を行なった。炉解析上の特徴は、中性子の散乱過程を充分考慮した炉定数作成コードおよび臨界計算コードが必要であること。炉物理上の特徴は、即効性負温度係数が-0.94$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$/$$^{circ}$$Cと大きいこと、この温度係数の80%は熱中性子の寄与であること、多群の熱群炉定数でないとは、いづれも実験孔内の物質による影響を受けること、試験燃料ピンに最大発熱を与える実験孔内の軽水の最適の厚さが存在し、それがピンの太さおよびウランの濃縮度に依らないこと、等である。

論文

BWR1次系破断事故模擬実験のRELAP-2コードによる解析

傍島 真

日本原子力学会誌, 15(8), p.562 - 568, 1973/08

BWRの冷却剤喪失事故を模擬したROSA実験のブロウダウン・データを用いて、RELAP-2解析コードの検討・評価を行った。実験条件は実用炉と同じ運転圧力から圧力容器の上部または下部を破断させたもので、それより高い圧力と低い圧力も合わせて検討したほか、破断口径を種々変えてその影響をみた。その結果計算コードで流出流量を規定する修正係数が口径の影響を受け、一定の値を取らないことが明らかになった。また、これは破断位置が上部か下部かによっても異なる値を取り、蒸気クオリティの影響を受けることが分かった。その他のパラメータについても同様に変化が現れ、モデルを更に検討する必要性を示した。それには相互に影響を及ぼさない独立的なパラメータあるいはモデルを考えることが方向として示されよう。より多種にわたる実験データの集積が、よりよいモデルへの改良のためには望ましいと言える。

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