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報告書

TRACYの運転記録

會澤 栄寿; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 塚本 導雄; 菅原 進; 竹内 真樹*; 宮内 正勝; 柳澤 宏司; 大野 秋男

JAERI-Tech 2002-031, 120 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-031.pdf:4.32MB

燃料サイクル安全工学施設(NUCEF)の過渡臨界実験装置(TRACY)は、硝酸ウラニル水溶液体系において添加反応度3$までの臨界事故を模擬した実験を行うことができる装置である。TRACYは1995年12月20日に初臨界を達成し、1996年からは過渡臨界実験を中心に反応度測定や熱出力測定などの各種の特性試験を実施してきた。本報告書は、初臨界から2000年度末までに実施された176回の運転記録についてまとめたものである。

論文

High power transient characteristics and capability of NSRR

中村 武彦; 片西 昌司; 加島 洋一; 谷内 茂康; 吉永 真希夫; 寺門 義文

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(3), p.264 - 272, 2002/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:52.84(Nuclear Science & Technology)

原研NSRRでは制御系を改造し、異常過渡時の燃料挙動を調べるための高出力過渡運転(台形パルス運転)を実現した。この運転により、数ミリ秒間で最高出力23GWに達する単一パルス運転に加え、最高出力10MWの高出力運転を数秒間程度続ける運転が可能となった。この運転のために開発した1点動特性モデルによるシミュレータを用いた計算と運転試験により、台形パルス運転でのNSRRの特性を評価した。本報では、台形パルス運転でのNSRRの能力,運転限界,制御棒価値やフィードバック反応度等の特性について議論する。また、この台形パルス運転によりBWRの出力振動を模擬した運転が可能となった。

報告書

HTTR熱利用系の炉外技術開発試験; 水素製造システムの運転制御系の構成と過渡特性

稲垣 嘉之; 羽田 一彦; 西原 哲夫; 武田 哲明; 日野 竜太郎; 羽賀 勝洋

JAERI-Tech 97-050, 125 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-050.pdf:2.96MB

HTTRによる高温核熱利用の有効性の実証を目的として、天然ガスの水蒸気改質による水素製造システムの建設を計画している。本報告書は、炉外技術開発試験装置の運転制御系の構成と解析による試験装置の過渡特性について述べたものである。HTTR接続の水素製造システムでは、システムの起動・停止等の過渡時において、HTTRに外乱を与えない制御系及び運転シーケンスを構築することが重要であった。このことを考慮して、炉外技術開発試験装置では、運転モードを定格時運転モードと異常時運転モードに分類し、各々について運転シーケンスを設定した。定格時運転シーケンスは、HTTRと水素製造システムの起動から定格運転状態、停止に至るまでのものである。異常時運転シーケンスは、システム異常のために原料ガスの供給が停止する事故条件を模擬したもので、ヘリウムガスは蒸気発生器で受動的に冷却される場合である。この手順を動特性解析上で再現し、システムの過渡特性を調べた。その結果、設定した運転制御系は適切であることを確認した。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のためのTHYDE-Wコードによる冷却異常事象解析

神永 雅紀; 山本 和喜

JAERI-Tech 97-016, 120 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-016.pdf:3.76MB

JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl$$_{x}$$-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための冷却異常事象の解析について述べたものである。評価すべき冷却異常事象として、運転時の異常な過渡変化及び事故の計6事象を選定し、THYDE-Wコードにより解析した。その結果、選定した冷却異常事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のためのEUREKA-2コードによる反応度投入事象解析

神永 雅紀

JAERI-Tech 97-014, 125 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-014.pdf:4.04MB

JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl$$_{x}$$-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3シリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化5事象を選定し、EUREKA-2コードにより解析した。その結果、選定した反応度投入事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。

報告書

JRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象解析

神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉; 中野 佳洋

JAERI-Tech 95-040, 79 Pages, 1995/07

JAERI-Tech-95-040.pdf:2.25MB

JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱出力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-4の低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化4事象を選定して解析した。解析では、1点近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。その結果、選定した反応度投入事象は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足し、いずれも安全が確保されることを確認した。

報告書

JMTR低濃縮燃料炉心の安全解析,1; 反応度投入事象解析

永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明

JAERI-M 92-095, 68 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-095.pdf:1.52MB

JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、反応度投入事象に関する解析を実施した。評価すべき反応度投入事象として、以下に挙げる運転時の異常な過渡変化に関する4事象及び事故に関する1事象を選定し解析の対象とした。(1)運転時の異常な過渡変化、(1)起動時における制御棒の異常な引抜き、(2)出力運転中の制御棒の異常な引抜き、(3)照射試料による反応度付加、(4)冷水導入による反応度付加、(2)事故、(1)照射装置の破損による反応度の異常な付加、解析は、1点を近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析の結果、選定した反応度投入事象については、運転時の異常な過渡変化時および事故時の安全性を判断する基準を満足することを確認した。

報告書

PIUS型炉における主循環ポンプのフィードバック制御

藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 田坂 完二*; 久木田 豊

JAERI-M 91-076, 34 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-076.pdf:1.02MB

PIUS型炉においては1次系とポイズン系の界面に存在する密度境界層を安定に維持することが重要である。筆者らは、下部ハニカム内密度境界層の位置制御に対してハニカム全長間差圧が有効な指標になるものと考え、ハニカム差圧による循環ポンプ回転数フィードバック制御システムを開発し、その有効性を調査してきた。今回、比例ポンプ回転数制御によりループ差圧に生じる定常偏差を改善するため制御ロジックに微分項を付加し、定常並びに温度過渡条件でのシステム挙動を調べた。この結果、微分項の採用は制御性を著しく向上させ、スタートアップ、出力変更操作が容易に実施できることが確認できた。また1次系クーラー2次側への給水喪失模擬実験ではポンプ回転数に上限を与えることにより、炉の受動的停止機能を確保できることが確認できた。

論文

Safety characteristics of the High Temperature Engineering Test Reactor

新藤 雅美; 岡本 太志*; 國富 一彦; 藤田 茂樹; 沢 和弘

Nucl. Eng. Des., 132, p.39 - 45, 1991/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:44.49

高温工学試験研究炉(HTTR)の設計の妥当性を確認するために、固有の安全性及び設計を考慮して種々の安全評価を行ってきた。その結果、HTTR原子炉施設は以下の様に設計されていることが示された。(1)運転中の機器等の故障に対して燃料及び原子炉冷却機圧力バウンダリの健全性は維持される。(2)原子炉冷却機圧力バウンダリ破損事故、反応度投入事故等を含む事故の影響は拡大しない。(3)事故時の放射性物質の放出は十分抑制される。

論文

Feedback control of primary circulation pump of PIUS-type reactor during startup and steady state operation

藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 久木田 豊; 田坂 完二*

Thermal Hydraulics of Advanced Nuclear Reactors, p.85 - 89, 1990/11

PIUS型炉を原理的に模擬した小型実験装置において、下部ハニカム全長間差圧により密度境界の位置制御を行い、その制御性能を調べた。本制御方式は、ハニカム内温度分布により定まる差圧を設定し、密度境界層の位置及び温度分布が変動することにより生じる差圧設定値との偏差をポンプ回転数にフィードバックし、常に密度界面における両ループ間の静水頭差をポンプ吐出圧でバランスさせるものである。比例回転数制御のみではポイズンループに生じるマノメータ振動がポンプの慣性のため収束せず大きな定常偏差が残る。この対策として制御ロジックに減衰項を付加した結果、定常運転のみならず、スタートアップや出力変更時の様に系内温度分布が大きく変化する過渡条件においても密度境界層を安定に維持することができ、PIUS型炉の操作においてハニカム間差圧が有効な制御指標となることが示された。

論文

ROSA-IV計画の大型非定常試験装置(LSTF)における実験の開始

田坂 完二; 小泉 安郎

日本原子力学会誌, 29(1), p.18 - 30, 1987/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

大形非定常装置(LSTF)はPWRの小破断LOCA及び異常な過渡変化時の熱水力挙動並びに安全性を調べることを目的とした総合実験装置である。装置はPWRを体積比で1/48に縮尺し、高さは同一にして作られている。このLSTF装置は昭和60年5月に完成し、以後実験が続けられている。これまでに、コールドレグ小破断LOCA時の炉心の過渡的な露出、コールドレグ小破断LOCA時の破断口の位置の影響、及びTMI-2号炉事故時の1次系内熱水力挙動について実験を行ってきた。本報は、これらの実験を通して明らかとしてきたことを学会誌の資料としてまとめたものである。

論文

舶用炉過渡熱水力事象の安全評価解析

藤木 和男; 浅香 英明; 石田 紀久

日本原子力学会誌, 28(9), p.838 - 849, 1986/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力船「むつ」原子炉について日本原子力研究所が実施した安全評価解析の中、運転時異常過渡における原子炉熱水力挙動に関する解析結果を陸上発電用PWRの場合と対比して特徴を指摘した。「むつ」原子炉は負荷追従運転を前提としているため大きな熱的余裕を持つ一方、無用の弁開閉を避けるため逃し弁、安全弁設定圧が高い。解析結果は、これらの特徴を反映して、温度、圧力の変化率 DNBRの面では発電用PWRよりも穏やかであるが、原子炉停止後の2次系ヒートシンク効果が弱く、1次系温度、圧力の長期的上昇を伴うことを示している。また、舶用炉に必然的な小型化による過渡変化への影響を考案した。これらの特徴は舶用炉独特のものであり、本報による過渡熱水力挙動の知見は、将来の改良用炉設計にも役立つものである。

報告書

ROSA-IV Large Scale Test Facility(LSTF)System Description

ROSA-IVグループ*; 田坂 完二; 田中 貢; 鈴木 光弘; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 山本 信夫; 熊丸 博滋; 川路 迅裕; et al.

JAERI-M 84-237, 300 Pages, 1985/01

JAERI-M-84-237.pdf:7.57MB

ROSA-IV計画では、大型非定常試験装置(LSFF)を用いて、PWR小破断冷却材喪失事故及び運転時の異常過渡に関する総合実験を行う。本報は、LSTF実験の結果を理解するのに必要となる情報を提供することを目的としている。本報では、ROSA-IV計画の概要ならびにLSTF装置の設計条件、装置各部の構造及び機能、計測制御系、データ収録系、さらに、LSTF装置で行われる実験の概要について述べる。

論文

LOFT計画の成果

LOCA研究委員会; LOFT専門部会; 小泉 安郎; 内田 秀雄*; 桂木 学

日本原子力学会誌, 26(5), p.375 - 383, 1984/00

熱出力50MWの加圧水型実験用原子炉(LOFT炉)を用い、冷却材喪失事故及び異常過渡に関する研究を行って来た米国NRC主催の国際プログラムであるLOFT計画は、昭和57年に大きな成果をあげ幕を閉じた。日本原子力研究所は、昭和51年以来、同計画に参加してきた。本稿は、同計画への参加を通じて得た成果をまとめたものである。

報告書

Loss-of-Feedwater Transient Calculations for the ROSA-IV LSTF and the Reference PWR with RELAP5/MOD1(cycle 1)

C.P.Fineman*; 田中 貢; 田坂 完二

JAERI-M 83-088, 50 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-088.pdf:1.5MB

LSTFとPWRの給水喪失過渡の解析をRELAP5/MOD1(Cycle 1)コードで行い、LSTFの模擬製の検討を行った。主給水喪失(基準ケース)、全給水喪失、主給水喪失とタービンバイパス弁の故障が重なった場合、および主給水喪失の後スクラム時に主冷却ポンプがトリップした場合の4ケースの解析行った。その結果LSTFによりPWRの主給水喪失過渡をよく模擬出来ることが明らかとなった。しかし主給水喪失以外の故障が重なった他のケースではLSTFとPWRの挙動に差が生ずる。問題点は炉心出力と流量がLSTFの場合定格の14%しか無いこと、蒸気発生器2次側の初期水量、およびジェットコンデンサーの運転方法である。これらの点についてはさらに解析を行い、模擬性を向上するための実験方法を見い出す必要がある。

報告書

原子力船「むつ」原子炉の過渡変化解析; 運転時の異常な過渡変化及び事故に係る解析

藤木 和男; 浅香 英明

JAERI-M 9398, 147 Pages, 1981/03

JAERI-M-9398.pdf:3.1MB

原研安全解析部原子炉データ解析室で実施された、原子力船「むつ」原子炉の過渡変化解析(安全評価解析)の結果について記述したものであり、日本原子力船開発事業団の了承を得て発表するものである。解析項目は、「1次冷却材流量の部分喪失」他計8項目で、そのほとんどは、いわゆるOperational Transientに属するものである。解析の目的は「むつ」原子炉の安全性を証明すると同時にRETRANその他のコードによる軽水炉過渡解析上の手法を確立することである。TMI事故以来、原子力プラントの各種過渡解析の重要性が認識されているが、本解析を通じて少なくともPWRに関する解析手法上有用な知見が得られた。解析結果によれば、8項目の過渡変化においては1次系圧力は139.4kg/cm$$^{2}$$G以下、また最小DNBRは2.06以上で安全評価上の基準値に対して十分な余裕のあることが示された。

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