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報告書

MVP-BURNを用いた軸方向詳細モデルによるHTTRの燃焼特性解析

池田 礼治*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男; 藤本 望*

JAEA-Technology 2021-015, 32 Pages, 2021/09

JAEA-Technology-2021-015.pdf:2.74MB

MVP-BURNを用いてHTTR炉心の燃焼計算を行い、炉内温度分布を考慮した場合の影響とタリー領域分割を細分化した場合の影響を調べた。この結果、炉内温度分布を考慮した場合については、実効増倍率や主要核種密度に大きな影響がなかったこと、燃料ブロックごとの局所な$$^{235}$$U, $$^{239}$$Pu及び$$^{10}$$Bの物質量が最大で約6%、約8%及び約30%の差が生じたことが明らかとなった。また、タリー領域分割を細分化した場合については、実効増倍率への影響が0.6%$$Delta$$k/k以下と小さかったこと、黒鉛反射体の効果も含めた物質量の詳細分布、従来の計算より燃焼挙動を詳細に評価できることが明らかとなった。

論文

The Effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 cladding tube under transient-heating conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1758 - 1765, 2016/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:66.89(Nuclear Science & Technology)

In order to investigate the effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 (Zry-4) cladding tube, laboratory-scale experiments on non-irradiated Zry-4 cladding tube specimens were performed under transient-heating conditions which simulate loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions by using an external heating method, and the data obtained were compared to those from a previous study where an internal heating method was used. The maximum circumferential strains ($$varepsilon$$s) of the cladding tube specimens were firstly divided by the engineering hoop stress ($$sigma$$). The divided maximum circumferential strains, ${it k}$s, of the previous study, which used the internal heating method, were then corrected based on the azimuthal temperature difference (ATD) in the cladding tube specimen. The ${it k}$s for the external heating method which was used in this study agreed fairly well with the corrected ${it k}$s obtained in the previous study which employed the internal heating method in the burst temperature range below $$sim$$1200 K. Also, the area of rupture opening tended to increase with increasing of the value which is defined as $$varepsilon$$ multiplied by $$sigma$$. From the results obtained in this study, it was suggested that $$varepsilon$$ and the size of rupture opening of a cladding tube under LOCA-simulated conditions can be estimated mainly by using $$sigma$$, $$varepsilon$$ and ATD in the cladding tube specimen, irrespective of heating methods.

報告書

照射キャプセル設計支援のための3次元温度計算用サブプログラムの開発

飛田 正浩*; 松井 義典

JAERI-Tech 2003-042, 132 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-042.pdf:7.19MB

炉内照射試験における照射温度の予測は、照射キャプセル設計において重要な項目の一つである。近年の照射試験では、種々の試験条件の要求に対応するため、複雑な構造のキャプセルが多く、照射温度の精度良い評価には、3次元計算を必要とするケースが増えている。しかし、3次元温度計算では一般に入力の作成等に複雑な作業を必要とし、多くのパラメータ計算を行う設計作業では大変な時間と労力を要する。このため、3次元有限要素法コードNISA1)(Numerically Integrated elements for System Analysis)の導入とともに、キャプセル設計者の入力作成作業を支援するサブプログラムを開発した。この結果、3次元温度計算がより容易に実施可能になるとともに、$$gamma$$発熱率の自己遮へいによる構造物内部での減衰等の効果,炉内照射に特有の効果も取り扱えるようになった。

論文

Development of 3-dimensional capsule temperature calculation program using FEM (NISA Code)

飛田 正浩*; 松井 義典

KAERI/GP-195/2002, p.87 - 95, 2002/00

材料試験炉部では、JMTRでの照射試験における試料温度の制御と評価の制度を向上させるため、キャプセルの設計に際し、照射試料及びキャプセル構造材内部の詳細な温度分布評価を3次元有限要素法コードNISA(Numerically Integrated elements for System Analysis)を用いて実施している。同コードを照射キャプセル設計に応用するにあたり、キャプセル構造及び解析条件等のデータ入力が容易になるよう種々の支援サブプログラムを開発した。これらのサブプログラムにより、キャプセルの設計時に従来の一次元温度評価では不可能だった試料ごとの詳しい温度評価が可能になっただけでなく、照射時の熱電対指示値に基づいてキャプセル内部の3次元的温度分布の評価もできるようになり、照射研究におけるデータの信頼性向上に役立っている。

報告書

黒鉛の格子振動の温度依存性と比熱の解析(協力研究)

仁平 猛*; 岩田 忠夫*; 岩瀬 彰宏

JAERI-Research 2001-045, 33 Pages, 2001/11

JAERI-Research-2001-045.pdf:1.27MB

KomatsuとNagamiyaによって提案された黒鉛の格子振動の半連続体モデルは、格子振動の分散関係を解析的に表すことに成功した唯一のもので、分散関係の表式には層面間距離$it crm,$弾性定数C$$_{11}$$,C$$_{12}$$,C$$_{13}$$,C$$_{33}$$,C$$_{44}$$及び$$kappa$$がパラメータとして含まれている。ここで、$it crm$rhokappa^{2}$$は層面の曲げの弾性定数,$$rho$$は密度である。われわれは、これらのパラメータを温度の関数として取り扱うことにより、この半連続体モデルを改良する。$$kappa$$以外のパラメータには既知の実験データ及びそれらから導いた関係を用いる。$$kappa$$は、改良した半連続体モデルによる比熱の計算値を実験値に一致させることにより、温度の関数として求める。改良した半連続体モデルは、360K以下の広い温度範囲にわたって比熱の実験値をよく説明し、その温度範囲で熱伝導などの解析に用いることができる。$$kappa$$は温度上昇とともに著しく減少するが、これはout-of-planeモード振動のsofteningが起こることを示す。比熱の実験曲線の温度による2階微分は格子振動の振動数分布についての情報を与える。低温比熱の解析から、C$$_{44}$$の室温の値は0.415$$times$$10$$^{11}$$dyn/cm$$^{2}$$であると確定される。

論文

Temperature distributions in a tokamak vacuum vessel of fusion reactor after the loss-of-vacuum events occurred

高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰

Fusion Engineering and Design, 42, p.83 - 88, 1998/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:67.76(Nuclear Science & Technology)

国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究のうち、真空境界破断事象時に真空容器の破断口部に生じる置換流挙動を定量化するために真空境界破断事象予備実験を行っている。筆者らはすでに常温下における実験の結果から、真空容器に設けられた破断口数及び破断口位置が真空容器内の置換量に与える影響を明らかにした。今回は、真空容器を200$$^{circ}$$Cに加熱した条件の基で真空境界が破断した場合の真空容器内の温度分布を定量的に調べ、その結果をもとに真空容器内の流動挙動を評価した。本研究の結果、破断口が1つの場合は破断口位置に応じて破断口部に対向流または成層流が形成され、破断口が2つの場合は同様に破断口位置に応じて一方向流または二方向流が形成されることが真空容器内温度分布の測定結果から明らかになった。

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

Experimental and numerical studies on heat transfer and fluid flow characteristics in a vacuum vessel of fusion reactor after the loss-of-vacuum-events occurred

高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰

Proc. of Int. Topical Meetig on Advanced Reactors Safety, 2, p.1268 - 1275, 1997/00

国際熱核融合実験炉(ITER)のトカマク型真空容器をスケールモデルで模擬した予備実験装置を使って、核融合炉の真空境界破断事象(LOVA)時における伝熱流動特性を定量的に調べた。実験では作動流体に空気とヘリウムガスを用い、真空容器内部を最高200$$^{circ}$$Cに加熱下条件で模擬破断口を開口して真空容器内の置換量及び温度分布の変化を測定した。この結果をもとに、LOVA時の真空容器内の置換流挙動を明らかにした。また、LOVA発生後の真空容器内の温度分布を数値解析的に評価した。解析結果は実験結果を比較的よく予測できたが、LOVA発生直後の過渡領域における数値予測は困難であった。今後は過渡時の置換流挙動を予測できる数値モデルを検討する。

論文

炉内構造物実証試験部(HENDEL-T$$_{2}$$)による高温工学試験研究炉(HTTR)炉床部の冷却特性試験と解析

井岡 郁夫; 稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 國富 一彦; 宮本 喜晟

日本原子力学会誌, 37(3), p.217 - 227, 1995/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:18.1(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部金属構造物の健全性を実証するため、HTTR炉床部を模擬したほぼ同寸法の炉内構造物実証試験部を用いて冷却特性試験を実施した。HTTRの運転条件を模擬した試験を行い、炉床部の温度分布が円周方向でほぼ均一であること、金属構造物の温度が設計値を下回ること、炉床部からの熱損失がほぼ無視できることを確認した。また、高温プレナム内外差圧を増加させた場合、炉床部のすき間を流れる漏洩低温Heガス量は増加するが、炉床部の円周方向温度分布にはほとんど影響がないことを確認した。炉床部の詳細な温度分布を把握するため、解析コードを開発し、炉床部に異常な高温部がないことを示した。また、HTTR運転末期においても、炉床部金属構造物の温度は設計値を下回り、その健全性が維持されることを示した。

論文

Thermal fluid flow analysis in downcomer of JAERI passive safety light water reactor (JPSR)

国井 克彦; 岩村 公道; 村尾 良夫

Prog. Nucl. Energy, 29(SUPPL), p.405 - 412, 1995/00

受動的余熱除去系の予備設計では、ダウンカマ全域に流入冷水が到り、所要の自然循環駆動力が確保されることになっている。ダウンカマは鉛直方向及び円周方向に長い環状流路であるため、特に循環駆動力が強制循環流動の場合のように大きくない自然循環流動の場合には、ダウンカマ内で熱流動分布が生じ易く所要の循環駆動力及び循環流動が確保できない可能性が考えられる。本研究では、ダウンカマの全域に流入冷水を到らせる流下熱流動均一化法(バッフル板を使用)について、循環駆動力及び熱流動分布を評価することにより解析検討した。その結果、設定した流入量条件のもとで、ダウンカマの流入口付近に熱流動均一化用バッフルを取り付けることにより、自然循環駆動力は増加しないが、ダウンカマ内の流況を大きな偏流が発生しないように制御可能なことがわかった。

論文

Evaluation of local power distribution with fine-mesh core model for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

村田 勲; 山下 清信; 丸山 創; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(1), p.62 - 72, 1994/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:36.68(Nuclear Science & Technology)

本報は、高温ガス炉(HTGR)のために開発された詳細出力分布評価手法について述べたものである。本手法はベクトル化された3次元拡散コードを用いることにより径方向及び軸方向の非均質性を全炉心レベルで正確に取り扱うことができる。この評価手法を高温工学試験研究炉(HTTR)に適用することにより、炉心内のウランの濃縮度、反応度調整材、ブロック端黒鉛や制御棒案内カラムの黒鉛による径方向及び軸方向の非均管性を考慮した、燃料ピン毎の出力分布を得ることが出来るようになった。本評価手法の精度は、臨界実験装置VHTRCの実験結果により検証され、出力分布について3%以下の精度で実験結果と一致することを確認した。本手法は、HTTRの燃料最高温度評価におけるホットスポットファクターの評価に応用され、燃料最高温度が制限値(通常運転時1495$$^{circ}$$C、運転時の異常な過渡変化時1600$$^{circ}$$C)を下回ることを確認した。

報告書

高温高圧ボイルオフ条件下における炉心ボイド率分布; 小型定常二相流試験装置(TPTF)を用いた実験的研究

近藤 昌也; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 安濃田 良成; 久木田 豊

JAERI-M 93-200, 56 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-200.pdf:1.85MB

原子炉事故時の炉心冷却性能を予測するには、ボイルオフ条件下における炉心ボイド率の予測が重要である。本研究では小型定常二相流試験装置(TPTF)を用いて高温高圧条件下でボイルオフ実験を実施し、その実験結果を用いて既存のボイド率相関式及びモデルの適用性を評価した。実験はPWR17$$times$$17型燃料集合体及びさらに稠密な炉心形状を模擬した試験部を使用した。その結果、1)Chexal-Lelloucheのモデルが最も良い予測を与えるが、高圧下では過小評価する傾向を示した,2)稠密型燃料集合体に対する予測性能はPWR型の燃料集合体に対する予測性能に比べて大きな相違は見られなかった。,3)ガンマ線型密度計と差圧計によるボイド率を比較したところ、ガンマ線型密度計によるボイド率が差圧計によるボイド率に比べて大きいという実験結果が得られたが、これは径方向ボイド率分布が平坦でないことに起因することが明らかになった。

論文

Estimation for temperature distribution in a heat-generating cylinder with multiple holes

原山 泰雄; 星屋 泰二; 染谷 博之; 新見 素二; 小林 敏樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.291 - 301, 1993/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:45.58(Nuclear Science & Technology)

引張試験片のような棒状試料の照射試験に用いるキャプセルでは、同時に多数の試料を照射するため、多数の孔(試料が挿入される)や中心孔を有する円柱形の試料ホルダーがしばしば使用される。この種のホルダーを用いたキャプセルの設計においては、照射試料が原子炉運転状態で目標温度になるかどうかを知るために、試料周りのホルダー孔周辺の熱流束分布、温度が試料温度に関する境界条件であることから、その温度分布を必要とする。そこで、多孔をもつ発熱円柱体の温度分布を求めることを試み、温度分布に関する解析的な表示を得た。その結果は、関係するパラメータの相互関係が明確になるため、材料照射に用いるキャプセルの設計や安全評価上極めて有用であると考える。

論文

Angular distribution of gadolinium vapor produced by electron beam heating

西村 昭彦; 蕪木 英雄; 大場 弘則; 柴田 猛順

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(3), p.270 - 273, 1993/03

 被引用回数:12 パーセンタイル:83.82(Nuclear Science & Technology)

加速電圧20kVの直進型電子ビームを中心軸から30度の角度でるつぼ内のガドリニウムに照射し、高密度原子蒸気を発生させた。蒸発面上部に設置した蒸気トラップ板に取り付けられた48枚の金属プレートへの蒸着による重量増加を秤量し、蒸気の角度分布を測定した。蒸気の中心軸に対してほぼ対称な蒸着分布が得られた。この蒸着分布を$$rho$$$$_{0}$$cos$$^{n}$$$$theta$$分布に最小自乗フィッティングして、角度分布の広がりを決めるパラメータnを求めた。蒸発が少ない状態ではnの値はほぼ1であるが、蒸発量の増加とともにnの値は増加し約5程度で飽和する傾向を示した。また、蒸着速度から蒸発面でのクヌーセン数の逆数の関係を求めた。この関係は直接シミュレーションモンテカルロ法による計算結果と良い一致を示した。従って、ここでのシミュレーションにより、電子銃加熱蒸発させた蒸気の角度分布を予測できることが明らかとなった。

論文

Effect of eccentric pellet on gap conductance in fuel rod

原山 泰雄; 染谷 博之; 星屋 泰二

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(10), p.961 - 964, 1991/10

燃料棒内のペレットが、偏心した場合のギャップ熱伝達率について考察した。ペレットが被覆内で偏心すると、ギャップの断面は「三日月形」の領域が形成される。この「三日月形」の領域に関する温度分布を二次元分布として表わした。得られた温度分布より、ギャップ寸法が周方向に変化する場合のギャップ熱伝達率が推定された。結果として、軽水炉燃料棒のようなギャップ寸法の小さいものでは、平均ギャップ熱伝達率は軸対称と考えて求めたギャップ熱伝達率とほとんど変わらないことが示された。この結果は、燃料棒の設計等において、燃料棒内のペレットと被覆を中心軸対称と考えて温度を計算しても、特に問題は発生しないと言う理論的基礎を与える。

論文

Thermal and hydraulic design for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 新藤 隆一; 数土 幸夫

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.304 - 311, 1990/09

本報は、HTTRの熱流力設計手法、評価結果等についてまとめたものである。熱流力設計においては、核計算から得られた出力分布及びフルエンス分布に基づいて、HTTRの炉心構造、燃料等に関連したR&D結果を考慮し、炉内流量配分、燃料温度分布を評価する。原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cの高温試験運転において、炉心有効流量88%、燃料最高温度1495$$^{circ}$$Cが得られた。

論文

A Design method to isothermalize the core of high-temperature gas-cooled reactors

高野 誠; 沢 和弘

Nuclear Technology, 78(9), p.207 - 215, 1987/09

本報では、ブロック型高温ガス炉の炉心内燃料温度を極力均一化できる設計法について示した。炉心内燃料温度を均一化させることにより、燃料温度制限に関する設計余裕を増大させることが通常可能である。本報に示した設計法は、燃焼初期から末期までを通じ、炉心の軸方向出力分布を指数関数状に、また半径方向出力分布を平坦に保つことのできる燃料濃縮度と可燃性毒物棒の寸法と毒物濃度をブロック単位で効率良く決定することのできるものである。本設計法を従来のブロック型高温ガス炉に適用すれば、燃料最高温度を増大させずに、炉心出口ガス温度を増大させることができる。

報告書

SRACコードシステムなによるJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心の核特性に関するベンチマーク計算

有金 賢次

JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04

JAERI-M-87-063.pdf:3.46MB

JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Xeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。

論文

高温ガス実験炉燃料体の伝熱流動試験,III; HENDEL多チャンネル試験装置による不均一発熱試験結果と解析

丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 河村 洋; 下村 寛昭

日本原子力学会誌, 29(2), p.133 - 140, 1987/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:19.74(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス実験炉心の1カラムを模擬したHENDEL燃料体スタック実証試験部(T$$_{1}$$)多チャンネル試験装置により、カラム内の模擬燃料棒の発熱量に任意の分布を与えた伝熱流動試験を実施した。併せてカラム内の発熱量分布に起因する黒鉛ブロック温度分布を調べるために、3次元温度分布解析コードを作成し、模擬燃料体内の温度分布解析を行った。カラム内の任意の1流路の発熱量を変化させる不均一出力分布試験の結果、温度分布のひずみにより冷却材流量が再配分されることが確認された。また3次元温度分布解析の結果、不均一出力分布試験および炉心内出力分布を模擬した傾斜出力試験における黒鉛ブロック水平断面内温度の最大値と最小値の差は、それぞれ約35$$^{circ}$$C、約20$$^{circ}$$Cであった。

論文

色彩感覚に依存しない液晶温度計測; 狭帯域フィルター法

功刀 資彰*; 上田 正治*; 秋野 詔夫

日本機械学会論文集,B, 53(485), p.241 - 249, 1987/00

本報告は、液晶の散乱反射光を透過波長帯域の極めて狭い干渉フィルターによって分光し、等波長領域を取り出すことによって、種々の波長に対する等温度場を決定する方法(狭帯域フィルター法)について述べたものである。 その結果、(1)狭帯域フィルター法を画像解析を用いて実用化した,(2)校正実験の結果、本液晶膜については約29$$^{circ}$$C~約34$$^{circ}$$Cの範囲で$$pm$$約0.5$$^{circ}$$C以下の精度でフィルター中心波長とピーク輝度温度の関係が得られた,(3)マイクロカプセル化された液晶スペクトル特性が見出された,(4)等温線決定実験の結果、校正実験で得られた約0.1$$^{circ}$$Cの等温線の分解能がほぼ達成され、視覚では検出できなかった詳細な等温線分布が得られた。熱伝達率分布については視覚による結果と比較して誤差範囲内で一致した。

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