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報告書

TAC/BLOOSTコードの検証(受託研究)

高松 邦吉; 中川 繁昭

JAERI-Data/Code 2005-003, 31 Pages, 2005/06

JAERI-Data-Code-2005-003.pdf:4.83MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、安全性実証試験として循環機停止試験を実施しており、冷却材流量低下事象に対して原子炉を緊急に停止させなくても、原子炉出力は安定状態に落ち着き、炉内温度の過渡変化が非常に緩慢であるという高温ガス炉の固有の安全性を実証している。本研究では、循環機停止試験の試験データを用いて、動特性解析コードTAC/BLOOSTコードの検証を行った。TAC/BLOOSTコードは、原子炉圧力容器表面からの放熱による原子炉残留熱挙動を解析でき、1点炉近似動特性を考慮した原子炉出力の変化や原子炉圧力容器内の温度分布を求めることができる。検証の結果、解析結果は試験データを再現していることが明らかとなり、TAC/BLOOSTコードによる炉心動特性解析は妥当であることを確認できた。

報告書

JMTR改良LEU炉心の熱水力解析

田畑 俊夫; 長尾 美春; 小向 文作; 那珂 通裕; 武田 卓士*; 藤木 和男

JAERI-Tech 2002-100, 108 Pages, 2003/01

JAERI-Tech-2002-100.pdf:4.44MB

JMTRの燃料の最高燃焼度を増加させて燃料をより有効に使用し、年間運転日数の増加を図れるよう、炉心構成の改良を検討した結果、改良LEU炉心として、従来のLEU炉心中央部の反射体要素2体に代えて燃料要素2体を追加した新しい炉心構成を決定した。本報告書は改良LEU炉心の安全評価にかかわる熱水力解析の結果をまとめたものである。解析の範囲は、熱設計にかかわる定常解析,運転時の異常な過渡変化及び事故について、それぞれ原子炉設置変更許可申請書の添付書類八,同十に記載された事象である。解析条件は核計算によって得られた熱水路係数等に基づいて保守的に定めた。解析により燃料温度,DNBR,一次系冷却水温度に関する安全上の判断基準を満足することを確認し、これらの結果は原子炉設置変更許可申請に使用された。改良LEU炉心についての設置許可は平成13年3月27日に取得し、同年11月の第142サイクルより同炉心による運転を開始した。

論文

Effect of 120 MeV oxygen ion irradiation on current-voltage characteristics in YBaCuO

岩瀬 彰宏; 正木 典夫; 岩田 忠夫; 仁平 猛*

Mat. Res. Soc. Symp. Proc., Vol. 209, p.847 - 851, 1991/00

77.3KにおけるYBaCuO酸化物超伝導体の電流-電圧特性、及びその120MeV酸素イオン照射効果を測定した。電流I、電圧V、イオン照射量$$Phi$$の間には以下のような関係がみいだされた。log(V/V$$_{0}$$)=$$alpha$$log(I/I$$_{0}$$)$$times$$log($$Phi$$/$$Phi$$$$_{0}$$)定数$$alpha$$、V$$_{0}$$、I$$_{0}$$は試料に大きく依存するが、$$Phi$$$$_{0}$$は試料によらず、ほぼ一定である。さらに電流の大きい領域でもlog(I)-log(V)カーブは別々の直線にのることも判った。これは熱励起した磁束対がトラッピングされていることを示唆するものである。

論文

Effect of high-energy ion irradiation on current-voltage characteristics in the oxide superconductor YBa$$_{2}$$Cu$$_{3}$$O$$_{7-x}$$

岩瀬 彰宏; 正木 典夫; 岩田 忠夫; 仁平 猛*

Japanese Journal of Applied Physics, 29(10), p.L1810 - L1812, 1990/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:23.97(Physics, Applied)

YBa$$_{2}$$Cu$$_{3}$$O$$_{7-x}$$の電流-電圧特性における120MeV$$^{16}$$Oイオン照射効果を77.3Kで測定した。電流-電圧特性、イオン照射量の関数としての電圧、の両者とも同じようなべき乗則に従い、それぞれV$${propto}$$ $$I$$ $$^{a}$$, V$${propto}$$ $$Phi$$ $$^{b}$$となることが判った。実験結果は熱的に励起された磁束量子対の、電流による解離に基づいて議論した。

報告書

Supplemental description of ROSA-IV/LSTF with No.1 simulated fuel-rod assembly

ROSA-IVグループ

JAERI-M 89-113, 163 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-113.pdf:4.32MB

ROSA-IV計画では、大型非定常試験装置(LSTF)において、1次模擬燃料集合体を用い、1985年3月から1988年8月までに計42回の総合実験を実施した。本報は、この期間に実施したLSTF装置及び計装上の変更点、新たなシステム特性試験の結果(流体容積分布と熱損失を含む)及びヒーターロッド材質の物性値を示す。これらは、既報のLSTF装置の説明書(JAERI-M84-237、1985年1月)の増補的役割を持ち、1次炉心を用いたLSTF実験の正確な境界条件を知る上で必要不可欠なものである。

報告書

ORNL-Large Coil Taskにおける熱的問題の検討

細田 義門*; 島本 進

JAERI-M 7546, 37 Pages, 1978/02

JAERI-M-7546.pdf:0.92MB

ORNLのLarge Coil TaskのSpecificationのうち、熱的問題の検討を行った。熱的問題lこは、Stability、Nuclear Heating Simulation、及び初期冷却とWarm-upの問題が含まれる。Stabilityの問題に関しては、コイルの1/2ターンが常電導転位した時、超電導状態に復帰する条件を求めた。Nuclear Heating Simulationはヒーターテストでは殆んど問題のないことが判った。初期冷却とWarm-upに関しては、その所要時間と熱応力を求めた。所要時間は、Specificationを満足する条件を見出すことが出来た。熱応力に関しては、SUS構造材と超電導導体の間の絶縁物に発生する熱応力が最も厳しいことが判明した。

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