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原子炉工学部
JAERI-Review 96-012, 292 Pages, 1996/09
JAERI-Review-96-012.pdf:9.91MB
本報告は、平成7年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計及びTRU消滅処理等への工学的応用を目的とする大強度陽子線形加速器の開発である。さらに原子炉工学部では、基礎基盤研究として核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。また、高温ガス炉、核融合等の原研プロジェクト研究及び動燃事業団の高速炉研究への協力も推進している。本報告書では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
March 31, 1994原子炉工学部
JAERI-Review 94-009, 333 Pages, 1994/11
JAERI-Review-94-009.pdf:10.37MB
本報告は、平成5年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計、及びTRU消滅処理等への工学的応用を図るための大強度陽子線形加速器の開発である。原子炉工学部では、基礎基盤研究として、核データと群定数、炉理論並びにコード開発、炉物理実験並びに解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、及び炉工学施設・加速器施設並びに伝熱流動実験施設等の技術開発を行っている。また、高温ガス炉及び核融合等の原研全体の研究活動や、動燃事業団との高速炉の共同研究も推進している。本報告では、原子炉工学部が組織する各種研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
March 31, 1992原子炉工学部
JAERI-M 92-125, 259 Pages, 1992/08
本報告は、平成3年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。原子炉工学部において、まとまった規模で行われた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装・原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究及び、動燃事業団との高速炉の共同研究も進めた。さらに、本報告は、炉物理に関する研究委員会活動もとりまとめた。
石塚 悦男; 佐藤 猛; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-043, 54 Pages, 1992/03
JMTRでは、核不拡散の観点から燃料の濃縮度を現行の約45%から約20%に低減化する作業を進めている。この作業の一環として、研究用原子炉の熱水力解析を行うために開発されたCOOLODコードを用いて低濃縮化に伴って変更する炉心の定常熱水力計算及び炉心流路閉塞事故時の熱水力計算を行った。その結果、定常熱水力計算では、沸騰開始条件及びDNB条件に対して十分な余裕があること、また、燃料フォロワは、標準燃料要素より熱的な余裕があることが明らかになった。炉心流路閉塞事故時の熱水力計算では、閉塞率に対するDNBRを求めた。
March 31, 1991原子炉工学部
JAERI-M 91-138, 262 Pages, 1991/09
平成2年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部において、まとまった規模で行われた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究も含まれている。さらに、動燃事業団との高速炉の共同研究も進められた。炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。
秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(6), p.450 - 465, 1984/00
被引用回数：6 パーセンタイル：56.97(Nuclear Science & Technology)円筒炉心試験では従来の再冠水試験ではみられなかった大きな圧力損失が破断コールドレグにおいて観察された。この圧力損失は、炉心冠水速度を高め炉心容器内を加圧することにより、炉心冷却を促進した。増加した圧力損失の物理的な要因を明らかにし、円筒炉心試験結果の加圧水型原子炉解析への適用性を評価するために、破断コールドレグ圧力損失特性について実験・解析の両面から検討を行った。円筒炉心試験装置を用いてパラメータ試験を行い、圧力損失を予測するためのモデルを導出した。パラメータ試験結果から、大きな圧力損失が広い実験範囲で生じることが確かめられた。また圧力損失を均質流モデルにより予測することができた。コールドレグ破断を伴なう加圧水型原子炉でも、破断コールドレグノズルと破断口における圧力損失のために、円筒炉心試験結果と同程度な圧力損失が起こり得ることが解析的に確かめられた。
平野 光将; 幾島 毅; 鈴木 邦彦; 石黒 興和*; 斉藤 宜弘*; 西条 泰博*; 倉重 哲雄*; 中村 久*; 大岡 俊隆*
JAERI-M 8546, 107 Pages, 1979/11
Mark-III炉心設計の主な目標は、(1)最低レイノルズ数の向上、(2)炉停止余裕の増加、(3)炉外核計装に必要な熱中性子束レベルの確保、(4)構造設計との整合などのMark-II炉心設計での残された主要課題を解決し、総合的に調和のとれた実験炉炉心を設計することである。そのため、まず広範囲にわたる核・熱流動・燃料・動特性サーベイを実施して最適な炉心主要諸元を探り、上記の課題を一応解決する炉心の構築に成功している。本報告書は、それらの主要特性サーベイのうち、(1)燃料要素諸元、(2)炉心構成、(3)領域別燃料装荷方式などを決定するための核・熱流動特性サーベイの手順と結果がまとめられている。
Nguyen, T. B.; 柴本 泰照; 佐藤 聡; 大川 富雄*
no journal, ,
原子炉やその他の高熱流束機器の安全評価には、サブクール沸騰におけるDNB熱流束を正確に予測することが不可欠である。DNB熱流束を予測するための機構論的モデルは、以前よりも複雑な作業環境を有する新世代の原子炉の開発により、既存の相関関係がもはや正確でないため、要求の厳しい課題となっている。加熱された壁に沿って移動する蒸気ブランケット下の液体層の厚さの測定は、DNB機構モデルの開発にとって重要な要素の一つである。サブレイヤー厚さ、いわゆるマクロレイヤーの測定データは入手可能であるが、プール沸騰についてのみである。本研究では、レーザー変位計を用いたフロー沸騰における液体下層の厚さのデータセットを作成することを目的とする。また、水蒸気通過時のデータ変化を解析するため、同期した高速度動画を収集した。
