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論文

Uncertainty analysis of ROSA/LSTF test by RELAP5 code and PKL counterpart test concerning PWR hot leg break LOCAs

竹田 武司; 大津 巌

Nuclear Engineering and Technology, 50(6), p.829 - 841, 2018/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:72.04(Nuclear Science & Technology)

An experiment was conducted for OECD/NEA ROSA-2 Project using LSTF, which simulated 17% hot leg intermediate-break LOCA in PWR. Core uncovery started simultaneously with liquid level drop in crossover leg downflow-side before loop seal clearing, and water remaining occurred on upper core plate. Results of uncertainty analysis with RELAP5/MOD3.3 code clarified influences of combination of multiple uncertain parameters on peak cladding temperature within defined uncertain ranges. An experiment was performed for OECD/NEA PKL-3 Project with PKL. The LSTF test simulated PWR 1% hot leg small-break LOCA with steam generator secondary-side depressurization as accident management measure and nitrogen gas inflow. Some discrepancies appeared between the LSTF and PKL test results for primary pressure, core collapsed liquid level, and cladding surface temperature probably due to effects of differences between LSTF and PKL in configuration, geometry, and volumetric size.

論文

In situ X-ray diffraction study of the oxide formed on alloy 600 in borated and lithiated high-temperature water

渡邉 真史*; 米澤 利夫*; 菖蒲 敬久; 城 鮎美; 庄子 哲雄*

Corrosion, 72(9), p.1155 - 1169, 2016/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

In situ X-ray diffraction (XRD) measurements of the oxide film formed on Alloy 600 in borated and lithiated high-temperature water were conducted to demonstrate a capability to investigate rapid changes in oxide films during transient water chemistry conditions. In the presence of dissolved hydrogen (DH) = 30 cm$$^{3}$$/kg [H$$_{2}$$O] and dissolved oxygen (DO) $$<$$ 0.06 ppm, only spinel oxides were detected and no significant NiO peak was found even after 1,220 h exposure. By contrast, once the DO was increased to 8 ppm, a NiO peak grew rapidly. Within 7 h, the amount of NiO became comparable to that of spinel oxide. However, when DO was decreased again below 0.3 ppm and DH was increased up to 30 cm$$^{3}$$/kg [H$$_{2}$$O], the ratio of NiO to spinel did not change during 10 h. Thus, the rate of dissolution of NiO in DH = 30 cm$$^{3}$$/kg water seemed to be lower than the growth rate of NiO in high DO conditions.

論文

Inspection techniques for primary pressurized water cooler tubes in the high temperature enigneering test reactor

竹田 武司; 古澤 孝之; 篠崎 正幸*; 宮本 智司*

Nuclear Engineering and Design, 217(1-2), p.153 - 166, 2002/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.59(Nuclear Science & Technology)

逆U字型の伝熱管136本を有する1次加圧水冷却器(PPWC)は、HTTR(高温工学試験研究炉)の1次冷却設備に据え付けられている。HTTRは、日本で初めての高温ガス炉であり、出口ガス温度は950$$^{circ}C$$である。PPWC伝熱管は、1次冷却材圧力バウンダリを形成している。PPWC伝熱管の供用期間中検査を効率的に実施するため、探傷試験技術を確立すべきである。そこで、渦流探傷試験と超音波探傷試験用プローブを用いた自動探傷システムを開発した。本研究の中で、模擬欠陥試験体を用いたモックアップ試験により、探傷プローブの欠陥検出性能及びPPWC伝熱管の非破壊検査への自動探傷システムの適用性について調べた。自動探傷システムにより、探傷プローブを模擬欠陥試験体内の所定の位置に一定速度で円滑に挿入,引抜くことが可能となった。さらに、自動探傷システムを用いたPPWC伝熱管の探傷技術の信頼性を実証するため、最高到達原子炉出力約55%のHTTR試験運転後の原子炉停止期間において、PPWC伝熱管の非破壊検査を実施した。非破壊検査を通じて、検査PPWC伝熱管外面に欠陥は無いことが確認できた。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の1次加圧水冷却器伝熱管の非破壊検査に対する自動探傷システムの適用(共同研究)

竹田 武司; 古澤 孝之; 宮本 智司*

JAERI-Tech 2001-050, 37 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-050.pdf:3.82MB

HTTR(高温工学試験研究炉)の1次加圧水冷却器(PPWC)伝熱管は、1次冷却材圧力バウンダリを形成しており、安全上重要である。PPWC伝熱管の探傷試験技術を確立するため、渦流探傷試験(ECT)用ボビン型プローブ,回転型及び超音波探傷試験(UT)用回転型プローブを用いた自動探傷システムを開発した。本システムを用いて、HTTRの原子炉停止期間(報告時点における最高到達原子炉出力は約55%)において68本(抜取率50%)のPPWC伝熱管の非破壊検査を実施した。その結果、ECTにおける信号/ノイズ比の最大値は1.8であり、当該PPWC伝熱管で得られたリサージュ波形の軌跡及び位相は、模擬欠陥試験体に対して得られた結果と異なった。さらに、UTにおけるエコ-振幅はいずれの検査部位も20%距離振幅校正曲線を下回った。ゆえに、検査したPPWC伝熱管にプローブの検出指標を超える深さの外面欠陥は無いことが確認できた。

論文

Conceptual designing of a reduced moderation pressurized water reactor by use of MVP and MVP-BURN

久語 輝彦

Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications, p.821 - 826, 2001/00

複雑形状で強い非均質性を持つシード・ブランケット燃料集合体を採用したPWR炉心の概念設計を、連続エネルギーモンテカルロ法を用いて実施した。MVPコードを用いた多数のパラメータサーベイ計算とMVP-BURNコードを用いた格子燃焼計算によって、現実的な計算時間で転換比、ボイド反応度係数等を精度良く評価することができた。そして、低減速炉RMWR概念に適したシード・ブランケット集合体概念が確立された。

論文

高温用加圧水冷却器の管外熱伝達相関式の高精度化

國富 一彦; 竹田 武司; 今西 克臣*; 大久保 実; 溝上 頼賢*; 原 輝夫*; 菊池 洋*

日本原子力学会誌, 38(8), p.665 - 672, 1996/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の1次加圧水冷却器(PPWC)は、原子炉から流入する950$$^{circ}$$Cの1次ヘリウムガスを約400$$^{circ}$$Cまで冷却する逆U字型伝熱管を有する熱交換器である。PPWCの通常運転時の設計除熱量は30MWであるが、除熱量が30MW$$pm$$7%の範囲に入らないと、HTTRに要求されている原子炉出口ガス温度950$$^{circ}$$C、熱出力30MWの同時達成が不可能になる。しかし、原子炉の1次系の機器として、このような高温用PPWCが使用された実績はなく、詳細な伝熱性能は明らかではなかった。そこで、1/2スケールの試験装置を用いた伝熱性能試験により、管外熱伝達式を明らかにした。また、伝熱性能の改良のために設置した受衝板、シール機構の影響等を調べ、PPWCの伝熱設計に反映した。

論文

Concept of passive safety light water reactor system (JPSR)

村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Enginering (ICONE), Vol. 2, 0, p.723 - 728, 1995/00

運転保守の容易化と安全性の向上を目ざした受動的安全炉概念JPSRが原研で開発された。システムは極めて簡素化されている。これは、原子炉の除熱が物理的に原子炉の発熱とバランスするようになっており、なおかつ、その間の冷却材の体積変化も小さくなっているためである。そのため、制御系、化学体積制御系が大幅に簡素化できた。構造的には、貫流型蒸気発生器、キャンドポンプ、圧力容器内蔵型制御棒駆動機構の採用、ほう酸濃度制御(ケミカルシム)の削除により実現した。新方式の受動的安全設備とMS-600に採用された蓄圧注入タンクを採用することにり、冷却材喪失事故に対しては、少数の弁の開放により、その他の事故に対しては、完全に受動的に原子炉の安全性を確保することを解析的に確認した。

論文

Analysis of direct contact condensation of flowing steam onto injected water with a multifluid model of two-phase flow

秋本 肇; 小澤 由行*; 井上 晃*; 青木 成文*

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(12), p.1006 - 1022, 1983/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:69.02(Nuclear Science & Technology)

加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時蓄圧タンク内の過冷却水が注入されると、コールドレグでは蒸気と注入水の直接接触による激しい凝縮が起こる。注水領域における凝縮現象と蒸気と冷水の混合過程を解明するために、二相流の多流体モデルを基礎とした流動モデルをたて検討を行なった。(a)注入水の微粒化による液滴生成(b)液滴上への蒸気の凝縮(c)死水生成による縮流(d)液滴の再付着を考慮したモデルを用いて、測定された注水領域の液膜温度分布と圧力分布を定量的に説明できた。計算結果から、蒸気の凝縮速度は注水口近傍で生成される液滴径と注水領域での最大液滴質量率に最も依存することがわかった。また入口熱水力条件が凝縮速度に及ぼす影響に関し、実験と定性的に一致する結果が得られた。入口蒸気流量が高くなる程凝縮速度が大きくなるのは、微細な液滴が効率よく生成されるためであることが判明した。

報告書

NSRR実験プログレス・レポート,9; 1979年7月~1979年12月

反応度安全研究室; NSRR管理室

JAERI-M 9011, 106 Pages, 1980/09

JAERI-M-9011.pdf:4.18MB

本報告書は、1979年7月から12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察についてまとめたものである。今期実施した実験は、標準燃料試験、燃料パラメータ試験、冷却条件パラメータ試験、USNRC燃料試験、欠陥燃料試験、高圧カプセル試験およびその他の試験の総計50回である。

報告書

NSRR実験プログレスレポート,6; 1978年1月~1978年6月

反応度安全研究室; NSRR管理室

JAERI-M 7977, 150 Pages, 1978/12

JAERI-M-7977.pdf:5.48MB

本報告書は、1978年1月から同年6月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、標準燃料試験、加圧燃料試験、冷却水温パラメータ試験、強制対流試験、浸水燃料試験、薄肉被覆材燃料試験、狭巾ギャップ燃料試験および擦過腐触燃料試験であり、総計57回であった。また、本稿では、標準試験燃料における被覆管の酸化および脆化の測定結果について述べた。

報告書

NSRR実験プログレス・レポート,3; 1976年7月~1976年12月

石川 迪夫; 富井 格三

JAERI-M 7051, 141 Pages, 1977/04

JAERI-M-7051.pdf:4.68MB

本報は、1976年7月より同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。試験は5項目に大別され、その中、スコーピング試験ならびに浸水燃料試験は前期に引続いて行ったもので、破損しきい値、破壊エネルギーの発生等に関してより詳細に究明した。濃縮度パラメータ試験、加圧燃料試験および流路模擬燃料試験はいずれも今期より開始した試験で、各々破損しきい値に関係し、スコーピング試験で得られた結果を基に比較検討すべきものである。これらの実験については4~10回程度行い、それぞれ破損しきい値に及ぼす影響について新たな知見を得た。

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