検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 9 件中 1件目~9件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

シビアアクシデント研究に関するCSARP計画の成果

杉本 純; 橋本 和一郎*; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 丸山 結; 上塚 寛; 更田 豊志; 中村 武彦; 早田 邦久; 片西 昌司*

日本原子力学会誌, 39(2), p.123 - 134, 1997/02

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

日本原子力研究所は1982年以来、米国原子力規制委員会(NRC)が主催するシビアアクシデント研究に関するCSARP(旧称SFD)計画に参加し、原子炉を用いた大規模実験のデータやNRCが開発した解析コード等を入手してきた。また、入手するデータを分析・評価し、解析コードを検証するため、原研でも事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画などの実験を実施するとともに、原研独自の解析コードの開発を進めてきた。本稿では、これまでのCSARP計画で得られた主な成果を中心に、CSARP計画の概要、我が国への反映と貢献について解説する。

論文

Nuclear aerosol codes

F.Beonio-Brocchieri*; H.Bunz*; W.Scholck*; I.H.Dunbar*; J.Gauvain*; 宮原 信哉*; 姫野 嘉昭*; 早田 邦久; 山野 憲洋

Nuclear Technology, 81, p.193 - 204, 1988/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:71.28(Nuclear Science & Technology)

軽水炉のシビアアクシデント時には炉心から放出されるFPがエアロゾルとなって格納容器中に放出されると考えられている。格納容器に放出されたこのFPエアロゾルは、自然除去機構、工学的安全施設の作動により格納容器内で除去され、FPの放出割合が減少するとされいる。シビアアクシデント時のソースターム評価を精度良く行なうためには、格納容器中でのエアロゾル挙動を評価する必要がある。そのため解析コードの開発を各国で行っているが、原研ではREMOVALコードを開発し、事故解析および実験解析に用いている。本報告は、REMOVALコードのモデルと概要を示したもので、西ドイツのKfKが中心となって企画中の原子炉のエアロゾル挙動に関する特別報告の一部とし各国で開発されたエアロゾル解析コードを比較するために用いられるものである。

論文

Thermal-hydraulics in uncoverd core of light water reactor in severe core damege accident, III; Analysis of power burst facility severe fuel damege 1-1 test with SEFDAN code

村松 健; 田辺 文也; 須田 徹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(11), p.958 - 967, 1986/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:21.09(Nuclear Science & Technology)

炉心損傷事故における燃料損傷挙動に関する、より深い理解をえることと、SEFDANコードの検証を目的としてPBF.SFD1-1実験の解析を行なった。その結果次のことが明らかになった。実験で観測された50cm、70cm高さでの被覆管温度急上昇は被覆管破裂後の内面酸化(水-金属反応)によって引き起こされたものと考えられる。水-金属反応は50cm近傍から下方へ進行し、16.5cm~32.9cm間の被覆管は温度が酸化ジルカロイの融点を超えて、融解落下したことを示している。一方32.9cm以上の高さの殆どの部分では酸化は進むものの、温度は酸化ジルカロイの融点に達しないので燃料は元の形を保っていることを示唆している。これらの計算結果は実験での観測結果とよく対応している。

論文

Thermal-hydraulics in uncovered core of light water reactor in severe core damage accident, ; Analysis of power burst facility severe fuel damage scoping test with SEFDAN code

田辺 文也; 村松 健; 須田 徹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(10), p.859 - 872, 1986/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:41.55(Nuclear Science & Technology)

軽水炉炉心露出事故時の燃料損傷挙動を解析するために単一チャンネル内熱水力解析コードSEFDANを開発し、PBF.SFD-ST実験の解析を行うことにより検証を行なった。SEFDANコードは水位以下の混合相の質量、エネルギー保存式を解くことにより水位を求め、水位以上の気相温度、水蒸気流量、水素流量は準定常近似を用いて求められる。熱伝達、水・金属反応のための構成式は最新の知見に基づいたものを用いている。計算結果は実験結果をよく再現し、燃料棒ドライアウト時刻、穏やかな昇温過程の被覆管挙動、最後の急激な昇温過程のいずれもよく計算されている。解析結果は燃料棒上部の被覆管が完全に酸化し、急激な昇温過程期間中に溶融して燃料棒下部へ流れ落ちたことを示唆している。

論文

Oxidation of zircaloy-4 under limited steam supply from 900 to 1,400$$^{circ}$$C

上塚 寛; 大友 隆; 川崎 了

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(10), p.928 - 930, 1986/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:28.52(Nuclear Science & Technology)

軽水炉の炉心損傷事故時におけるジルカロイ被覆管の酸化挙動を明らかにするために、微量の水蒸気供給条件(0.1$$sim$$36mg/cm$$^{2}$$・min)の下でジルカロイ-4の酸化試験を実施した。各試験温度に対して、明らかな供給水蒸気速度の臨界値が認められ、それ以上の供給速度では反応量(酸化重量増)が一定値となった。この結果から水蒸気欠乏(steam starvation)の影響が見られる水蒸気供給速度範囲を各試験温度に対して決定した。その値は1000$$^{circ}$$Cにおける酸化の場合約1.0mg/cm$$^{2}$$・min、1400$$^{circ}$$Cの場合には約4mg/cm$$^{2}$$・minであった。又、従来のジルカロイ-水蒸気酸化試験における水蒸気供給速度条件より1$$sim$$2オーダー小さい条件(30mg/cm$$^{2}$$・min)で得た試験結果から反応速度定数の温度依存式を決定した。この結果は文献値と極めて良い一致を示した。したがって、本実験で求めた臨界値以上の水蒸気供給速度条件では通常の酸化が生じると結論できる。

論文

Analyses of severe fuel damage tests and TMI-2 core damage behavior with the SEFDAN code

田辺 文也; 村松 健; 須田 徹*

Proc.Int.ANS/ENS Topical Meeting Thermal Reactor Safety, p.XXIII.6 - 1, 1986/00

軽水炉の炉心が露出し、燃料損傷が進行する過程を解析するために、単一チャンネル内燃料損傷挙動解析コードSEFDANを開発し、PBF燃料損傷実験解析を通して検証を行なった。 PBF.SFD-ST実験解析の結果は燃料棒各高さのドライアウト時刻、緩やかな昇温過程、最後の急激な昇温過程について実験結果とよく一致した。 解析結果は燃料棒上部で被覆管が完全に酸化し、温度が酸化ジルカロイの融点を超えていることを示し、燃料棒物質の溶融落下が起きたことを示唆している。 一方PBF.SFD1-1実験解析結果は概ね実験結果との良い一致を示しており、上部では内面酸化が温度挙動に大きな役割を果たすものの蒸気枯渇のために酸化ジルカロイの融点を超えない。下部では蒸気枯渇が起きにくいために、酸化ジルカロイの融点を超えており、燃料棒物質の移動が起きたことを示唆している

論文

米国におけるソースターム評価の現状

早田 邦久

原安協だより, (85), p.1 - 7, 1985/00

炉心損傷事故時のソースターム評価は、近年多くの関心を集め、とくに米国では、ANS,APS,NAC,IDCORなど多くの機関でその評価を行っている。このうち、NRCのソースターム評価の手法については、既に日米SFD協定に基づき多くの情報を入手している。また、APSの報告書については、その評価を待って、NRCが正式なソースターム評価報告書を発表することになっており、その内容が活用されている。本稿は、これらの報告書の内容について概要をまとめたものである。

論文

ソースターム評価の最近の動向

早田 邦久

原子力工業, 31(7), p.65 - 70, 1985/00

軽水炉の炉心損傷事故時のソースターム評価に関する研究は、近年世界各国で多大な関心を集めている。これはTMI-2事故を契機として炉心損傷事故時のソースターム評価をより実現的な設定で行おうとするUSNRCの動きに対応しているといえる。これまでに、NRC,ANS,APS,IDCORなどがソースターム再評価を行い、従来のソースターム評価が過大評価であるとの見解が得られつつあるが、より研究が必要であるとの見方もある。本稿は、これらの報告内容を中心に、ソースターム評価の細菌の動向をまとめたものである。

論文

Computer code development programs at JAERI on fission product behavior

早田 邦久; 内田 正明; 成冨 満夫

Proc.ANS Meeting on Fission Product Behavior and Source Term Research, p.69 - 1, 1985/00

軽水炉の炉心損傷事故時には、炉心からFPが一次系を経て格納容器中に放出される。格納容器の健全性が損われるとFPは環境へ放出されることになる。したがって、炉心損傷事故時の影響を評価するには、FPの一次系内および格納容器内での挙動を把握する必要がある。原研では炉心損傷事故時の原子炉挙動研究の一環として、一次系内FP挙動および格納容器内エアロゾル挙動解析を行っている。これまでに、一次系内FP挙動解析コードHORN,格納容器内エアロゾル解析コードREMOVALを開発し感度解析を行った。今後実験データなどによる評価と実験解析を行う。

9 件中 1件目~9件目を表示
  • 1