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報告書

HTTRを用いた崩壊熱最適評価手法の適用性確認試験(非核加熱試験); 原子炉の残留熱除熱特性評価モデルの検証

本多 友貴; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 山崎 和則; 小林 正一; 青野 哲也; 柴田 大受; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2017-013, 20 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-013.pdf:2.52MB

崩壊熱は高温ガス炉の代表的な事象である減圧事故時の高温ガス炉の固有の安全性を示す上で重要な因子である。これまで、安全評価で使用する崩壊熱については、旧原子力安全委員会の安全審査指針に基づき、十分な保守性を考慮した評価式を用いてきた。一方で、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて不確実さ評価の重要性が高まっている。これを受けて、原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)を活用して不確実さ評価手法の確立を目指した研究を進めているが、本検討を進めるにあたり参照値となる崩壊熱データが必要となった。しかしながら、これまで、ブロック型高温ガス炉を対象とした崩壊熱最適評価手法の適用性確認に必要なデータは存在していない。そこで、HTTRを用いて、実炉データに基づく崩壊熱の評価を実施し、崩壊熱最適評価手法の適用性確認に必要なデータ取得を目指す。一連の試験の初めとして、平成28年度2月に、長期運転をしていないHTTRを用いて、崩壊熱が無い理想的な条件の下、崩壊熱評価の適用性確認試験(コールド試験)実施し、高温ガス炉の残留熱除熱特性データを取得した。本報告書では、実炉データに基づく崩壊熱の評価手法の提案をすると共に、当該評価に必要となる原子炉の残留熱除熱特性評価手法の検証について報告する。

報告書

多次元二流体モデルコードACE-3Dの改良と受動的余熱除去系水プール内熱流動解析への適用

大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇

JAERI-Data/Code 99-038, 108 Pages, 1999/08

JAERI-Data-Code-99-038.pdf:5.2MB

受動的安全機器設計を行ううえで重要な二相自然対流現象を詳細に解析するツールを整備するため、報告者が開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dを改良した。改良版では、乱流熱流束モデルと熱構造体との連成解析機能を追加し、相変化を伴う熱的に非平衡な流れの解析及び外部との熱交換を伴う体系の解析を可能とした。蒸気が水プール中へ噴出する蒸気噴流の実験データを取得し、そのデータを用いて改良機能を検証した。日本原子力研究所で設計された受動的安全炉JPSRの余熱除去系水プール内の熱流動解析へ適用し、同プールの除熱性能を検討した。その結果、改良したACE-3Dコードにより水プール内の二相自然対流現象を精度よく予測できること、並びにJPSR余熱除去プールの除熱性能の高いことを確認した。

論文

受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析の現状と課題

有冨 正憲*; 大貫 晃; 新井 健司*; 菊田 充孝*; 与能本 泰介; 新谷 文将; 秋本 肇

日本原子力学会誌, 41(7), p.738 - 757, 1999/00

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

国内外で進められてきた受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析について、その現状と課題を解説する。これまでに提案された代表的な炉型を対象として、システム性能並びに個々の受動的安全系に関する熱流動解析の現状と課題をまとめた。本解説でまとめた内容は種々の大型試験結果を含んだ軽水炉熱流動解析の最前線である。また、今後の原子炉熱流動解析コードの高度化を図るうえでの一つの指針となることを期待する。

論文

Evaluation on driving force of natural circulation in downcomer for passive residual heat removal system in JAERI passive safety reactor JPSR

国井 克彦; 岩村 公道; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(1), p.21 - 29, 1997/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.04(Nuclear Science & Technology)

原研型受動的安全炉(JPSR)における受動的余熱除去系の自然循環駆動力は、炉心及び上部プレナムでの高温冷却水とダウンカマ内の低温冷却水の間の密度差で与えられる。本研究では、以下の可能性を調べることを目的とした。1)ダウンカマ内にバッフルを取付け熱流動分布の均一化を促進させる、2)余熱除去に十分な自然循環駆動力の確保、3)受動的余熱除去系の性能評価に適用されるダウンカマ内三次元熱流動の一点近似すなわち完全混合流れとする仮定の妥当性。このため、STREAMコードを用いた三次元熱流動数値解析を実施し、以下の結論を得た。(1)バッフルによる熱流動分布均一化の効果はほとんど認められない、(2)流動が多次元的でも自然循環冷却に必要な駆動力は確保できる、(3)定常時だけでなく初期過渡時にも、ダウンカマ内流動を一点近似流れとする仮定は、受動的余熱除去システムの循環駆動力の評価に適用できる。

論文

受動的安全設備を有する次世代軽水炉の熱流動解析の現状と課題

大貫 晃

第1回オーガナイズド混相流フォーラム講演論文集, p.73 - 82, 1997/00

21世紀に予想される発展途上国での電力需要の急上昇及び各国での労働力不足に対処するため、国内外で受動的安全設備を取り入れた次世代軽水炉の設計研究が進められている。この研究を進める上で重要な課題の一つに熱流動解析の精度向上がある。本報では、原研原子力コード委員会原子炉熱流動解析コード高度化専門部会での調査結果をもとに受動的安全設備を有する次世代軽水炉の熱流動解析の現状と課題をまとめた。大きな課題として、不凝縮性ガスのトレース及び信頼性の高い多次元解析ツールの開発が指摘された。

論文

Analysis of residual heat removal process due to natural circulation in a water pool of a passive safety light water reactor

大貫 晃; 新谷 文将; 秋本 肇

PHOENICS J. Comput. Fluid Dyn. Its Appl., 9(3), p.326 - 342, 1996/09

日本原子力研究所(原研)で設計を進めている受動的安全炉JPSRの成立性を左右するものとして重力注水プール内での余熱除去過程がある。原研ではこの余熱除去過程の設計用解析ツールとしてPHOENICSコードを採用し、物性値ルーチンの整備及び各種物理モデル(界面せん断力、界面熱伝達及び壁面熱伝達)の組み込みを行った。次に現設計案の余熱除去能力を調べるため、このコードによる解析を行った。解析結果によると、余熱を有する流入蒸気流量の約半分が凝縮されず格納容器側へ放出された。今後、計算グリッドや時間ステップ幅の感度解析を実施すると共に、物理モデルの妥当性についても実験データにより検証する必要がある。

論文

Application of PSA methodology to design improvement of JAERI passive safety reactor (JPSR)

岩村 公道; 新谷 文将; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(4), p.316 - 326, 1996/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.78(Nuclear Science & Technology)

確率論的安全評価(PSA)の手法を原研型受動的安全炉JPSRの設計改良の妥当性評価に適用した。起因事象としては、大破断LOCA、中破断LOCA、小破断LOCA、SGTR、主蒸気管破断、外部電源喪失、主給水喪失及びその他過渡事象の8事象を選定し、安全システム機能喪失確率はフォールトツリー解析により求めた。その結果、炉心損傷頻度は旧設計よりも大幅に改善され、現行PWR以下となった。これは発生頻度の高いNon-LOCA事象に起因する炉心損傷頻度が、加圧器水位上昇により作動するNon-LOCA用余熱除去系の追加により、3桁以上低下したためである。LOCA事象に起因する炉心損傷頻度は旧設計と同程度であり、炉心補給水系統の削減によっても安全性は損なわれないことが確認できた。感度解析の結果、機能喪失確率及び共通原因故障の不確定性を考慮しても十分な安定余裕が確保できることが分かった。

報告書

Material and design considerations for the carbon armored ITER divertor

I.Smid*; 秋場 真人; 荒木 政則; 鈴木 哲; 佐藤 和義

JAERI-M 93-149, 200 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-149.pdf:5.57MB

本報告は、ITERダイバータ板の有限要素解析を行う上で必要な物性データについて、最適なデータセットを種々の候補材料について評価するとともに、ダイバータ板の接合形状について有限要素解析を実施した結果をまとめたものである。特に、ヒートシンク材料のW-Cuは今回初めてITERダイバータ板への適用を提案した。有限要素解析は汎用コードABAQUSを用い、ろう付け時の残留応力およびプラズマ対向面に15MW/m$$^{2}$$の一様定常熱負荷が加わった時の熱応答と熱応力について解析を行った。また、解析に用いたダイバータ板の形状には異なる10種類の形状を採用するとともに、可能な材料の組み合せについても検討を行った。その結果、平板型のMFC-1とW-30Cu、MFC-1とDSCuの組み合せがITERダイバータ板の設計条件を満たす可能性があることを明らかにした。なお、本報告は平成3年10月より平成5年3月までNBI加熱研究室に在籍した原研リサーチフェローのIvica Smid氏の研究成果をまとめたものである。

論文

Study of combined NBI and ICRF enhancement of the D-$$^{3}$$He fusion yield with a Fokker-Planck code

山極 満; 岸本 泰明; 藤井 常幸; 木村 晴行

Nuclear Fusion, 33(3), p.493 - 500, 1993/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.03(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uトカマクの120keV重水素(D)ビームおよび80keV$$^{3}$$HeビームのICRF高調波加熱における核融合出力および残留水素による波動吸収について2次元バウンス平均フォッカープランクコードを用いて解析を行う。低磁場側に水素の第3高調波共鳴($$omega$$=3$$omega$$$$_{CH}$$)を伴う$$^{3}$$Heの第4高調波共鳴($$omega$$=4$$omega$$$$_{C3}$$He(O))および$$^{3}$$Heの第3高調波共鳴($$omega$$=4$$omega$$$$_{CD}$$(O)=3$$omega$$$$_{C3H}$$e(O)=2$$omega$$$$_{CH}$$(O))の両ケースに対して、数パーセントの水素によるICRFパワーの吸収率が大きく、核融合出力の劣化が見られる。後者については$$^{3}$$He(D)領域での第4高調波共鳴によるDビーム加速が核融合出力増大においてより有効に働く。$$^{3}$$Heの第4高調波共鳴における高磁場側での第5高調波共鳴($$omega$$=5$$omega$$$$_{CD}$$)によるDビーム加速の効果および低密度高温度の場合における核融合出力の最適化についても検討がなされる。

論文

Thermal response of bonded CFC/OFHC divertor mock-ups for Fusion Experimental Reactors under large numbers of cyclic high heat loads

荒木 政則; 秋場 真人; 大楽 正幸; 飯田 一広*; 伊勢 英夫*; 関 昌弘; 鈴木 哲; 横山 堅二

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.901 - 908, 1992/09

次期核融合実験炉用プラズマ対向機器は、プラズマからの高熱負荷を繰り返し受ける受熱機器である。工学的な観点からプラズマ対向機器を考えた場合、アーマ材と冷却構造体との接合特性を評価することが重要である。このため、異った炭素系材料をアーマとして取り付けたダイバータ試験体を製作し、次期核融合実験炉ITER/FERで予想される等価な熱流束を原研の粒子工学試験装置で模擬した熱サイクル実験を行った。実験の結果、CFCをアーマ材として取り付けた接合体において、10MW/m$$^{2}$$定常、1000サイクルの熱サイクルに損傷なく耐えることを確認した。さらに、12.5MW/m$$^{2}$$定常、1000サクイルの熱サイクル実験では、実験後の接合体観察において微小破損が接合部に確認されたが、表面温度の上昇等の変化なく、本接合体が耐え得ることを確認した。また、残留応力解析では、製作後のダイバータ試験体観察結果をよく予測しており、十分妥当であることが明らかとなった。

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