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論文

Master plan and current status for feasibility study on thermal/hydraulic performance of reduced-moderation water reactor

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊*; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 中塚 亨; 三澤 丈治; 秋本 肇

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

日本原子力研究所は水冷却増殖炉(RMWR)高稠密格子炉心の熱流動成立性に関する研究・開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRの開発においては熱流動に関する成立性が大きな課題となっている。本研究では、研究・開発の全体計画を示すとともに、37本体系の大型試験装置による実験的な検討、並びに燃料棒間隙幅といった形状効果の解析的評価の実現を目指した3次元解析手法の開発に関する進展状況を述べる。現在までに間隙幅1.3mmと1.0mm体系における定常並びに過渡限界出力試験を行い、成立性を確認している。

報告書

革新的水冷却炉研究会(第8回)に関する研究会報告書; 2005年2月10日,航空会館,東京都港区

小林 登; 大久保 努; 内川 貞夫

JAERI-Review 2005-029, 119 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-029.pdf:11.01MB

「革新的水冷却炉研究会」は、軽水炉によるプルトニウムリサイクルを目指して日本原子力研究所(原研)が研究開発を進めている革新的水冷却炉(FLWR)に関して、大学,電力会社,原子力メーカー及び研究機関等の研究者と情報交換を行って今後の研究の進展に資することを目的に実施しているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第8回となる今回は、平成17年2月10日に航空会館で行われ、日本原子力学会北関東支部並びに関東・甲越支部の共催を得て、電力会社,大学,研究機関,メーカー等から75名の参加があった。まず、原研における革新的水冷却炉の全体構想と研究開発状況とともに、軽水炉プルトニウム利用の高度化にかかわる燃料サイクル長期シナリオに関する発表が行われ、要素技術開発の現状として稠密炉心の熱流動特性試験及び大阪大学から稠密炉心の核特性予測精度評価技術の開発に関して報告された。続いて次世代軽水炉を巡る動向として「高経済性低減速スペクトルBWRに関する技術開発」,「スーパー軽水炉(超臨界圧軽水炉)の設計と解析」と題して、それぞれ東芝と東京大学からの発表があった。本報告書では、各発表内容の要旨及び当日に使用したOHP資料,講演に対する質疑応答を掲載した。

論文

Advances of study on thermal/hydraulic performance in tight-lattice rod bundles for reduced-moderation water reactors

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊*; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 中塚 亨; 秋本 肇

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05

日本原子力研究所は水冷却増殖炉(RMWR)高稠密格子炉心の熱流動成立性に関する研究・開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRの開発においては熱流動に関する成立性が大きな課題となっている。本研究では、研究・開発の全体計画を示すとともに、37本体系の大型試験装置による実験的な検討、並びに燃料棒間隙幅といった形状効果の解析的評価の実現を目指した3次元解析手法の開発に関する進展状況を述べる。現在までに間隙幅1.3mmと1.0mm体系における定常並びに過渡限界出力試験を行い、成立性を確認している。

論文

Master plan and current status for feasibility study on thermal-hydraulic performance of reduced-moderation water reactors

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊*; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 秋本 肇

Proceedings of Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics, p.317 - 325, 2004/12

日本原子力研究所では高稠密格子水冷却炉心(RMWR)の熱流動特性を予測する技術開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRは核分裂性プルトニウムの増殖比を高めるため、燃料集合体を稠密にし、ボイド率を高くしている。そのため、熱流動に関する成立性が大きな開発課題となっている。本論文ではこの成立性にかかわる研究に焦点を当て、大型試験装置と先進的な数値解析技術を活用した研究・開発計画を述べるとともに、今までに得られた成果を示す。本研究を進めることで高稠密格子炉心での除熱性能を検証するとともに、予測技術を確立する予定である。

論文

Predicted two-phase flow structure in a fuel bundle of an advanced light-water reactor

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定

Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 14 Pages, 2004/10

原研が開発を進めている水冷却増殖炉用稠密燃料集合体の二相流挙動を大規模シミュレーションによって予測する研究を行っている。本研究の結果、燃料棒表面が薄厚の液膜で覆われる,燃料棒間隔が狭い領域で液膜の架橋現象が起こる,蒸気は燃料棒間隔が広い三角ピッチ中心部をストリーク状に流れる、などの稠密燃料集合体特有の現象の定量把握に成功し、炉心熱設計の有効性を数値的に検証できた。

論文

大規模シミュレーションによる稠密炉心内気液二相流特性の解明,1; 改良界面追跡法を用いた二相流直接数値解析手法の開発

吉田 啓之; 永吉 拓至*; 小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇

日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.233 - 241, 2004/09

現在の原子炉燃料集合体の熱設計において用いられるサブチャンネル解析コードでは、実験結果に基づく多くの経験式が必要である。日本原子力研究所において開発を進めている超高燃焼水冷却増殖炉では、燃料棒間ギャップ1mm程度の高稠密炉心が用いられるが、高稠密炉心におけるギャップ間隔などの影響について、十分な情報は得られていない。そこで高稠密炉心内気液二相流特性を、大規模数値シミュレーションによって解明する手法の開発を行っており、この一環として、高い体積保存性と界面輸送性を有する新たな界面追跡法を構築し、それを導入した二相流直接解析手法を開発した。本報では、開発した解析手法の詳細を示すとともに、検証計算の結果を述べる。本研究の結果、本提案の解析手法の気泡流に対する体積保存の誤差が0.6%以下であることを確認した。

論文

Development of predictable technology for thermal/hydraulic performance of reduced-moderation water reactors, 1; Master Plan

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 秋本 肇

Proceedings of 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '04), p.1488 - 1494, 2004/06

日本原子力研究所では高稠密格子水冷却炉心(RMWR)の熱流動特性を予測する技術開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRは核分裂性プルトニウムの増殖比を高めるため、燃料集合体を稠密にし、ボイド率を高くしている。そのため、熱流動に関する成立性が大きな開発課題となっている。本シリーズ報告ではこの成立性にかかわる研究に焦点を当て、大型試験装置と先進的な数値解析技術を活用した研究・開発計画を述べる。

論文

低減速軽水炉の設計と開発課題

大久保 努

混相流, 17(3), p.228 - 235, 2003/09

低減速軽水炉は、これまで培われてきた軽水炉技術に立脚しながら、プルトニウムの多重リサイクル、さらには、プルトニウム増殖サイクルを実現可能な原子炉である。これまでの低減速軽水炉の設計研究の概要を紹介するとともに、関連する研究開発課題について、熱流動的研究の内容に力点を置いて紹介する。

論文

Subchannel analysis of CHF experiments for tight-lattice core

中塚 亨; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大久保 努; 秋本 肇; 岩村 公道

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/09

低減速軽水炉の稠密格子炉心の熱的余裕を評価することは重要である。本研究では、サブチャンネル解析の稠密格子炉心への適用性を評価するため、COBRA-TFを用いて稠密格子限界熱流束実験を解析した。軸方向一様加熱バンドルに対して、COBRA-TFによる限界出力予測値は質量速度が500kg/(m$$^{2}$$s)付近で測定値とよく一致し、これより低流量側で測定値より低い値に、高流量側で測定値より高い値となる。BT予測位置は、外周チャンネルで、実験とは異なった。軸方向二重出力分布バンドルでは、質量速度が200kg/(m$$^{2}$$s)付近で測定値とよく一致し、これより高流量側で測定値より高い値となった。摩擦損失の二相増倍係数がサブチャンネル間の流量分布に大きな影響を与えることがわかった。計算の精度を向上するためには、稠密な体系における圧力分布の予測を含めた流量配分の正確な予測が求められる。

論文

Research and development of Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR)

岩村 公道; 大久保 努

Proceedings of 2nd Asian Specialist Meeting on Future Small-Sized LWR Development, p.7_1 - 7_5, 2003/00

これまでに豊富な経験を有する水冷却炉技術をベースとして、プルトニウムの多重リサイクルによる燃料の効率的な利用を目指す革新的水冷却炉である低減速軽水炉の開発が原研を中心に進められている。本原子炉は、MOX燃料を使用して持続的なプルトニウムリサイクルを確立するため、1.0以上の高い転換比を達成可能な炉である。このような高転換比は、炉心における中性子の減速を抑制する、すなわち水の割合を低減することにより達成できる。これまでに、1,356MWeの大型炉心に加え300MWe級の小型炉の設計を達成している。現在、炉心設計に加え、稠密炉心における熱流動特性,炉物理特性及び燃料照射挙動に関して、実験も含めた研究開発を進めている。さらに、低減速軽水炉技術の総合的な工学的成立性実証のため、180MWtの技術実証炉の設計を進めている。

論文

Development of Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) for sustainable energy supply

岩村 公道; 大久保 努; 呉田 昌俊; 中塚 亨; 竹田 練三*; 山本 一彦*

Proceedings of 13th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2002) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/10

我が国における持続可能なエネルギー供給を確保するため、原研は原電及び日立と共同で低減速スペクトル炉(RMWR)の研究開発を実施した。RMWRは、燃料の有効利用,プルトニウム多重リサイクル,高燃焼度・長期サイクル運転が可能な軽水炉であり、中性子の減速を抑えて転換比を向上させるため、稠密格子MOX燃料集合体を使用している。またボイド反応度係数を負にするため扁平炉心を採用した。1,356MWの大型炉と330MWの小型炉の設計を行った。大型炉心では転換比1.05,燃焼度60GWd/t,運転サイクル24ヶ月の性能が達成できた。7本ロッドの限界熱流束実験を実施し、熱流動的成立性を確認した。

論文

A Feasibility study on core cooling of reduced-moderation PWR with tight lattice core

大貫 晃; 吉田 啓之; 秋本 肇

Proceedings of ANS International Meeting on Best Estimate Methods in Nuclear Installations Safety Analysis (BE-2000) (CD-ROM), 17 Pages, 2000/00

将来型炉の候補として原研では稠密炉心を用いた低減速PWRの設計研究を進めている。本研究では稠密炉心の成立性を左右する大破断LOCA時再冠水期の炉心冷却に関するフィージビリティ・スタディを行った。原研で開発整備してきた最適予測コードR-TRAC2000による2次元解析により評価した。評価に先立ち、R-TRAC2000の2次元再冠水挙動への適用性を大型再冠水平板炉心試験の試験データにより検証した。フィージビリティ・スタディの結果、PCT安全基準を満たすうえで上部プレナム注水の併用が有効であることがわかった。

報告書

低減速スペクトル炉の研究

岩村 公道; 大久保 努; 嶋田 昭一郎*; 碓井 修二*; 白川 利久*; 中塚 亨; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 和田 茂行*

JAERI-Research 99-058, p.61 - 0, 1999/11

JAERI-Research-99-058.pdf:3.3MB

低減速スペクトル炉は、中性子エネルギーを現行軽水炉よりも高くすることで転換比を増大させ、ウラン資源の有効利用、高燃焼度・長期サイクル運転、及びプルトニウム多重リサイクル等を目指した将来型水冷却炉である。炉心設計では、転換比の増大とともにボイド反応度係数を負とするため、燃料格子の稠密化、炉心の扁平化、ブランケットの活用、ストリーミング効果等の基本的な炉心設計上のアイデアを組み合わせた。これまでBWR型炉として、高転換比炉心、長期サイクル炉心、ブランケットなしの炉心を、PWR型炉として、高転換比炉心、プルトニウム多重リサイクル炉心の概念を創出した。本報告書は、研究目的、国内外の動向、原理及び特徴、炉心概念設計の現状、及び今後の研究開発計画等、低減速スペクトル炉の研究成果をまとめたものである。

論文

A Feasibility study on core cooling of pressurized heavy water moderated reactor with tight lattice core

大貫 晃; 大久保 努; 秋本 肇

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00

将来型炉の候補として原研で設計研究が進められている稠密炉心を用いた重水減速加圧水型炉の大破断LOCA時再冠水期の炉心冷却に関するフィージビリティ・スタディを行った。原研で開発整備してきた多次元二流体モデルコードREFLA/TRACによる2次元解析により評価した。現在の設計案では圧力容器内の多次元的な熱流動挙動により炉心冷却性が支配され、炉心中心領域での冷却は良好であるが外周部での冷却は悪い。安全基準を満たすうえで上部プレナム注水が有効であることを示した。

論文

Measurements and analyses of the ratio of $$^{238}$$U captures to $$^{235}$$U fission in low-enriched UO$$_{2}$$ tight lattices

中島 健; 赤井 昌紀; 山本 俊弘; 橋本 政男; 須崎 武則

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(11), p.1160 - 1170, 1994/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:56.64(Nuclear Science & Technology)

U-235核分裂率に対するU-238捕獲反応率比(C8/F5)を4種類の稠密格子炉心1.42S,1.00S,0.75S及び0.56Sにおいて測定した。炉心は中央部に稠密格子のテスト領域を有し、周りを通常の格子のドライバ領域が囲んでいる。テスト領域の減速材対燃料体積比はそれぞれ1.420,1.000,0.750,0.564である。測定はウラン金属泊をテスト領域中心にある燃料棒内に設置して行われた。また、1.42S炉心と0.56S炉心では、C8とF5の燃料棒内半径方向の相対反応率分布の測定も行った。測定値に対する計算を連続エネルギーモンテカルロコードVIMとJENDL-2ライブラリ及びSRACコードシステムとJENDL-2,JENDL-3ライブラリにより行った。C8/F5の計算値は実験値を過大評価しており、その差は稠密になるとともに大きくなっている。反応率とその分布の計算値を実験値と比較した結果、ウラン238の共鳴捕獲断面積が過大評価されている可能性が示された。

論文

CHF experiments under steady-state and transient conditions for tight lattice core with non-uniform axial power distribution

岩村 公道; 渡辺 博典; 大久保 努; 新谷 文将; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(5), p.413 - 424, 1993/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:29.83(Nuclear Science & Technology)

最高圧力15.5MPaの条件下で、軸方向非均一出力分布を有する三角配列7本ロッド集合体による、定常時及び非定常時限界熱流束(CHF)実験を実施した。定常CHF発生は、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-Iにより計算した局所流動条件をKfKのCHF相関式に適用することにより、10%以内の精度で予測できた。しかしながら、種々のメカニスティックCHFモデルと定常CHFデータとの一致は良好ではなかった。流量低下、出力上昇または流量と出力の同時変化条件下での非定常CHFは、準定常CHF予測手法により、定常CHF実験と同程度の精度で予測できた。本手法の予測精度は30%/s以内の流量低下率及び120%/s以内の出力上昇率の範囲内では過渡変化速度には依存しなかった。扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCPWR)の軸固着事故及び制御棒クラスタ飛び出し事故を模擬した熱水力条件下では、CHF発生に対して十分大きな余裕が存在することが明らかとなった。

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