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論文

Thermophysical properties of molten stainless steel containing 5mass%B$$_{4}$$C

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Nuclear Technology, 205(9), p.1154 - 1163, 2019/09

316Lステンレス鋼溶融物(SS316L)及び5mass%B$$_{4}$$C含有SS316Lの密度,表面張力,輻射率,熱容量及び熱伝導率を測定するために、静磁場印加電磁浮遊法を用いた。5mass%B$$_{4}$$CをSS316Lに加えることで、液相温度,密度,輻射率及び熱伝導率において、SS316Lの液相温度で、それぞれ111K, 6%, 19%, 6%減少した。熱容量は、この追加により5%まで増加した。表面張力に関して、5mass%B$$_{4}$$Cの追加による影響は明確には認められなかったが、SS316Lに溶解した硫黄により表面張力が大幅に減少した。

論文

Thermophysical properties of stainless steel containing 5 mass%B$$_{4}$$C in the solid phase

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Nuclear Technology, 205(9), p.1164 - 1174, 2019/09

This paper describes evaluation results of thermophysical properties of stainless steel (SS) containing 5 mass% boron carbide (B$$_{4}$$C) in its solid phase. First, the authors have synthesized SS-B$$_{4}$$C samples with emphasis on 5 mass%-B$$_{4}$$C and SS using a hot press method and then evaluated its homogeneity in several ways such as chemical composition analysis, metallographic structure observation, and micro X-ray diffraction (XRD). This study also evaluated the density, specific heat and thermal conductivity of the SS-B$$_{4}$$C sample and found that the density becomes lower and the temperature dependence of the density decreased as the temperature rose compared to that of grade type 316L stainless steel (SS316L) used as a reactor material. The specific heat became slightly higher than that of SS316L and showed similar temperature dependence up to 1073 K. Unexpectedly, the thermal conductivity became lower than that of SS316L and showed similar temperature dependence up to 1273 K.

論文

Cross-section-induced uncertainty evaluation of MA sample irradiation test calculations with consideration of dosimeter data

杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞; 竹田 敏一*

Annals of Nuclear Energy, 130, p.118 - 123, 2019/08

MAサンプル照射試験解析では、一般に解析精度向上のため、照射期間に渡る中性子照射量をドシメータデータによりスケーリングする。そのような場合、通常の一般化摂動論により得られる燃焼感度係数に対して、燃焼感度係数における相殺効果を考慮するための適切な補正が必要となる。それゆえに、中性子照射量のスケーリング効果を考慮するための、新しい燃焼感度係数の計算式を導出した。更に、得られた燃焼感度係数とJENDL-4.0に基づく断面積共分散データを用いて、断面積起因の不確かさ評価を行った。

論文

Comparative study on the thermal behavior of structural concretes of sodium-cooled fast reactor

菊地 晋; 古賀 信吉*; 山崎 淳司*

Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 137(4), p.1211 - 1224, 2019/08

本研究では、ナトリウム冷却高速炉構造コンクリートに類似した2種類のコンクリートを選定し、これらの熱的挙動の比較検討を実施した。室温から1900Kの温度範囲において、TG-DTAを用いた構造コンクリートの熱的挙動を検討した。コンクリートのセメント部の融解開始温度は1400から1600Kの温度範囲であることが分かった。また、CaCO$$_{3}$$とCa(OH)の存在比が異なる2種類のコンクリートのセメント部では、双方の融解温度の範囲に顕著な違いは見られなかった。一方、骨材の融解挙動は当初のシリカの含有量により直接影響を受けることが分かった。

論文

Experiments on gas entrainment phenomena due to free surface vortex induced by flow passing beside stagnation region

江連 俊樹; 伊藤 啓; 田中 正暁; 大島 宏之; 亀山 祐理*

Nuclear Engineering and Design, 350, p.90 - 97, 2019/08

本論文では、よどみ領域周辺のせん断流により発生する自由表面渦型のガス巻込みに関する実験結果を報告する。実験では、水平方向流速および吸込み速度を数条件変化させ、液面のくぼみ形状と渦周囲の速度分布の関係を、可視化と粒子画像流速測定法により同時に把握し、液面直下と液面と吸込みノズル中間断面の速度分布から循環と鉛直速度勾配を評価した。ガス巻込みの評価手法開発の基礎的なデータとして、循環、鉛直速度勾配、およびガスコア長それぞれの時間発達の関係を定量的に取得した。その上で、渦モデルに基づくガス巻込み評価が有効であることを確認した。

論文

Study on muliti-dimensional core cooling behavior of sodium-cooled fast reactors under DRACS operating conditions

江連 俊樹; 小野島 貴光; 田中 正暁; 小林 順; 栗原 成計; 亀山 祐理*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.3355 - 3363, 2019/08

ナトリウム冷却炉の安全性強化の一環として、模擬炉心部として電気ヒータによる加熱チャンネル30体と非加熱チャンネル25体を有するPLANDTL2試験装置を用い、崩壊熱除去システム作動時を対象とする定常ナトリウム試験を実施した。本研究では、崩壊熱除去システムとして、上部プレナム内に設置した浸漬型直接熱交換器(DHX)を有する直接反応器補助冷却システム(DRACS)を用いた。本報では、主循環系統内を流動させずにDRACSを作動させた条件下で実施した予備試験結果について、DHX運転下における炉心プレナム間の相互作用および燃料集合体外側からの炉心冷却挙動を含めて報告する。

論文

Study on evaluation method for entrained gas flow rate by free surface vortex

伊藤 啓*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*; 江連 俊樹; 松下 健太郎; 田中 正暁; 今井 康友*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.6632 - 6642, 2019/08

本論文では、自由表面渦によるガス巻込み流量を評価するための力学モデルを提案する。本モデルは、ガスコアの非定常伸長に関する理論式とガスコアからの気泡離脱に係る臨界ガスコア長の実験式を含む。ガス巻込み流量は、単位時間当たりの臨界ガスコア長を超えた伸長分として、前述の2式に基づいて計算される。このモデルを単純な水試験体系に適用し、ガス巻込み流量を計算した結果、自由表面渦の強さを決定する作動流体(水)の流量がある閾値を超えると、ガス巻込み流量が急激に増加することを確認した。

論文

Establishment of guideline for credibility assessment of nuclear simulations in the Atomic Energy Society of Japan

田中 正暁; 工藤 義朗*; 中田 耕太郎*; 越塚 誠一*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1473 - 1484, 2019/08

現在、モデリング&シミュレーションにおける不確かさ評価を含む検証と妥当性確認(V&V)の重要性が注目されている。シミュレーションの信頼性を確保するためV&V及び予測解析のプロセスに対する標準化への要求の高まりから、日本原子力学会においてガイドライン策定に係る作業チームが設置された。10年間の議論を経て、「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン」(AESJ-SC-A008: 2015)が2016年7月に発行された。本論文では、ガイドラインの策定までの議論の経緯とガイドラインで規定される5つの要素等について概説するとともに、ガイドラインで示される基本的な考え方に沿ってわれわれが実施した適用例題について、その一例を示す。

論文

Development of seismic counter measures against cliff edges for enhancement of comprehensive safety of nuclear power plants, 10; Avoidance of cliff edge for reactor vessel

山野 秀将; 西田 明美; 崔 炳賢; 高田 毅士*

Proceedings of 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2019/08

本研究の目的は、原子力発電所に非常に重要なクリフエッジ効果の評価である。本研究では、地震応答解析で得た免振装置有/無の原子炉建屋の応答波形を用い、失敗確率(脆弱性)評価を通して2種類の原子炉容器壁(薄肉及び厚肉)の地震安全余裕を評価した。免震技術が施された建屋の地震応答は、非免震建屋に比べると、大幅に減少(約2倍)されることがフラジリティ解析により示された。機器の応答係数の不確かさに焦点を当てると、応答係数0.5$$sim$$2.0を考慮しても、免震プラントは非免震プラントよりも非常に大きな地震余裕がある。本研究では、クリフエッジを回避するには免震技術が効果的であると結論付けた。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ; その軌跡と技術成果

敦賀総合研究開発センター

JAEA-Technology 2019-007, 159 Pages, 2019/07

JAEA-Technology-2019-007.pdf:19.09MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution1.pdf:42.36MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution2.pdf:33.56MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution3.pdf:38.14MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution4.pdf:48.82MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution5.pdf:37.61MB

1968年の研究開発着手から約半世紀にわたる高速増殖原型炉もんじゅ(「もんじゅ」)の歴史と技術成果を取りまとめた。高速実験炉「常陽」に続く原型炉として、「もんじゅ」は、半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」,「設計と建設」,「試運転」,「原子炉安全」,「炉心技術」,「燃料・材料」,「原子炉設備」,「ナトリウム技術」,「構造・材料」,「運転・保守」,「事故・トラブル経験」の計11章に分けて、特徴や成果を概括している。

報告書

SUS316及びSUS321の材料試験データ集,1

橋立 竜太; 加藤 章一; 栗原 成計

JAEA-Data/Code 2019-005, 117 Pages, 2019/07

JAEA-Data-Code-2019-005.pdf:2.54MB

SUS316及びSUS321は、高温強度特性等に優れていることから、高速炉の構造材料に使用されている。本報告書は、これまで材料試験において取得された両鋼に関する機械的強度特性データを取りまとめたものである。長時間試験やナトリウム環境下での試験など多くの貴重な試験データを有するものであり、高速炉の構造材料研究に役立つものである。

論文

Ion beam induced luminescence of complexes formed in adsorbent for MA recovery process

渡部 創; 片井 雄也*; 松浦 治明*; 加田 渉*; 江夏 昌志*; 佐藤 隆博*; 新井 剛*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 450, p.61 - 65, 2019/07

Ion-beam induced luminescence (IBIL) analysis on MA recovery adsorbent was performed to give chemical states of complexes formed in the adsorbent as fundamental information for process design, and EXAFS analysis was also carried out to support discussions. The IBIL spectra of the binary extractants system seemed to be superposition of individual ones, however it has also original peaks. As intensities of those peaks rapidly decreased with iteration time of measurements and the original peaks were not observed for the adsorbent without charging Eu(III), they were attributed to complexes of Eu(III) with organic compounds. Contributions of CMPO and HDEHP extractants for Eu(III) extraction must be not only individual ones but also cooperative.

報告書

冷却系機器開発試験施設・ナトリウム試験装置(マザーループ)の製作

今村 弘章; 鈴木 将*; 下山 一仁; 宮越 博幸

JAEA-Technology 2019-005, 163 Pages, 2019/06

JAEA-Technology-2019-005.pdf:25.24MB

高速炉開発における安全性強化や技術実証の確立を目指した研究開発に向けて、冷却系機器開発試験施設(AtheNa施設)の整備を進めており、この一環として、このたびナトリウム試験装置(マザーループ)の製作・設置を完遂させた。本装置は、世界最大級の約240tの大容量ナトリウムを保有し、純度管理された高温ナトリウムを、大型機器開発やシステム開発等の技術実証のための各試験部へ安定して供給できるものであり、今後の国際協力を含めた研究開発として大いに期待されるものである。本報は今後の研究開発に資することを狙いに、ナトリウム試験装置(マザーループ)の設計仕様や製作・設置状況、及び機能確認結果の記録をとりまとめたものである。

報告書

平成30年度研究開発・評価報告書; 評価課題「高速炉サイクル技術の研究開発」(中間評価)

高速炉・新型炉研究開発部門

JAEA-Evaluation 2019-004, 47 Pages, 2019/06

JAEA-Evaluation-2019-004.pdf:2.32MB
JAEA-Evaluation-2019-004-appendix(CD-ROM).zip:14.87MB

日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」等に基づき、平成30年9月21日に第3期中長期計画における「高速炉サイクル技術の研究開発」に関する中間評価を、高速炉サイクル研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、高速炉サイクル研究開発・評価委員会は、原子力機構の平成27年度から平成30年度までの4年間における「高速炉サイクル技術の研究開発」の進捗状況や成果等に関する聴取・審議を行い、その結果に基づき中間評価を実施した。そして、中間評価の結果は、評価理由及び意見・提言を含めて整理された報告書(答申書)にまとめられた。本報告書は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」に基づき、研究開発評価の評価情報の国民への積極的な発信を目的として発行するものであり、高速炉サイクル研究開発・評価委員会の構成、審議経過、評価項目について記載し、同委員会により提出された中間評価の報告書(答申書)を添付した。

論文

Visualizing an ignition process of hydrogen jets containing sodium mist by high-speed imaging

土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.521 - 532, 2019/06

In severe accident scenarios for sodium-cooled fast reactors, it is desirable to gradually consume hydrogen generated by various ex-vessel phenomena without posting a challenge to containment integrity. An effective means is combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist, but previous studies have been limited to determining ignition thresholds experimentally. The aim of this study was to visualize the ignition process in detail to investigate the ignition mechanism of hydrogen-sodium mixed jets. The ignition experiments of the hydrogen jet containing sodium mist were carried out under a condition of little turbulence. The ignition process was measured with an optical measurement system comprised of a high-speed camera and an image intensifier, and a spatial distribution of luminance was analyzed by image processing. Detail observation revealed that sodium mist particles burned as scattering sparks inside the jet and that hydrogen ignited around the mist particles. Additionally, the experimental results and a simple heat balance calculation indicated that the combustion heat of sodium mist particles could ignite the hydrogen as the heterogeneous ignition source in the fuel temperature range where the mist particle formation was promoted.

論文

Melting behavior and thermal conductivity of solid sodium-concrete reaction product

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.513 - 520, 2019/06

本研究はナトリウム-コンクリート反応(SCR)によって発生する生成物について、融点及び熱伝導率を明らかにしたものである。試料は次の2種類の方法で作製した。1つ目は加熱炉内でナトリウムとコンクリート粉末の混合物を加熱したものである。2つ目はSCR実験を行い、その堆積物をサンプリングしたものである。前者は、過去の実験からナトリウムとコンクリートの混合割合を決定しており、後者は温度履歴やナトリウムとコンクリートの分布等、より現実的な条件を模擬している。熱重量・示唆熱(TG-DTA)測定から、試料の融点は865-942$$^{circ}$$Cであることが示されたが、金属ナトリウムを含む試料の融点は明確には分からなかった。そこで、より現実的な2つの試料については加熱炉内におけるその圧縮成型体の観察を行った。その観察により軟化温度は800-840$$^{circ}$$C、融点は840-850$$^{circ}$$Cであることが分かった。融点はTG-DTAの結果から10-20$$^{circ}$$C低い温度となった。FactSage 7.2による熱力学計算から、融解が始まる温度はNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$やNa$$_{4}$$SiO$$_{4}$$等の構成物質の融解により起きることが分かった。反応生成物の熱伝導率は$$lambda$$=1-3W/m-Kとなった。これは、xNa$$_{2}$$O-1-xSiO$$_{2}$$ (x=0.5, 0.33, 0.25)の熱伝導率と同程度であった。700$$^{circ}$$Cにおけるこの熱伝導率は非架橋酸素数(NBO/T)の式によって説明されることが分かった。

論文

長距離にわたる温度分布の移動による累積塑性ひずみ分布形状の経路独立性に関する検討

岡島 智史

日本機械学会論文集(インターネット), 85(874), p.18-00348_1 - 18-00348_9, 2019/06

The prevention of excessive deformation by thermal ratcheting is important in the elevated temperature design of fast breeder reactors (FBR). In an experimental study that simulated a fast breeder reactor vessel near the coolant surface, it was reported that the long distance travel of temperature distribution causes a new type of thermal ratcheting, even in the absence of primary stress. Without excessive stress and travel distance, the inclement of the plastic strain derived from the above mechanism reduced each cycle of thermal transient, and finally reaches to approximately 0. In this paper, we investigate path independency on saturated distribution of plastic strain. For this purpose, we carried out several cases of finite element analyses with initial strain distribution, which simulated plastic strain distribution in the middle of accumulating. As the result, we confirmed that the shape of saturated distribution has small dependency on the shape of distribution in the middle of accumulating. Additionally, in the case using conservative initial strain distribution, further accumulation of plastic strain was not observed. This result suggests the possibility of the method that evaluate whether the accumulation of the plastic strain go beyond design limits.

論文

Study on the discharge behavior of molten-core through the control rod guide tube in the core disruptive accident of SFR

加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

炉心崩壊事故における溶融炉心の原子炉内収束を確実にすることを目指し、溶融炉心の即発臨界超過に伴う大規模なエネルギー発生を防ぐために、制御棒案内管(CRGT)を通じた溶融炉心物質の炉外排出が検討されている。CRGTを高圧プレナム接続にすることを検討した場合、ナトリウム流量調整機構のようなCRGT内部の構造体は炉心領域からの溶融炉心物質の排出を阻害し得る。これらの背景に基づき、CRGTを通じた溶融炉心物質の排出挙動を明らかにすることを課題の1つに取り上げたカザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)との共同研究「EAGLE-3計画」が開始された。ナトリウム流量調整機構の破壊に関するその周囲のナトリウム冷却効果について検討するため、NNC-RKが所掌する炉外試験装置においてナトリウムと燃料模擬物質である溶融アルミナを使用した試験が実施された。本試験結果は、溶融アルミナの流入初期段階においてボイド領域の発達が排出経路から液相ナトリウムを排斥し、これに伴ってナトリウム流量調整機構の周囲におけるナトリウム冷却効果を排除したことを示した。結果として、早期のナトリウム流量調整機構の破壊と大規模な溶融アルミナの流出が生じた。

論文

A Validation study of a neutronics design methodology for fast reactors using reaction rate distribution measurements in the prototype fast reactor Monju

大釜 和也; 竹越 淳; 片桐 寛樹*; 羽様 平

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

In the fast breeder reactor prototype Monju, reaction rate distributions were measured by using activation foils during its system startup test. Reliability and usefulness of the measurements as a validation experiment were investigated through a comparison with a calculation using the latest neutronics design methodology developed in JAEA. As a basic calculation, a three-dimensional diffusion calculation with triangular meshes was performed using effective cross sections generated by a one-dimensional heterogeneous lattice model with the JENDL-4.0 nuclear data library. Best-estimate values of reaction rates were evaluated by considering correction factors such as transport correction factors, fine and ultra-fine energy group correction factors, anisotropic diffusion coefficient correction factors and subassembly heterogeneous factors. Through the comparison, it was confirmed that the both of experimental values and analysis results were agreed well in the core region.

論文

A Design study on a mixed oxide fuel sodium-cooled fast reactor core partially loading highly concentrated MA-containing metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 大木 繁夫; 飯塚 政利*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

A neutronics design study for a mixed oxide (MOX) fuel Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) core partially loading highly concentrated Minor Actinide (MA) containing fuel was conducted. To analyze preferable loading positions of highly concentrated MA-containing metal fuel, the characteristics of heterogeneous MA loading cores were evaluated assuming the amount of MA loaded to heterogeneous cores were same as that of a reference homogeneous 3% MAcontaining MOX fuel core. The cores loading MA-containing metal fuel could meet the design limitation of the sodium void reactivity of the SFR except for the one loading MA-containing metal fuel in the core center region. Based on these results, the core design was modified to maximize amount of MA transmutation. The modified core loading 60 subassemblies of 16% MA-containing metal fuel in the outermost region could attain the largest amount of MA transmutation, which was larger by about 60% than that of the reference homogeneous MOX fuel core.

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