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論文

高速炉におけるガス巻込み現象の防止基準,1; 数値解析によるガス巻込み現象再現精度の検証

大島 宏之; 田中 伸厚*; 江口 譲*; 西村 元彦*; 功刀 資彰*; 内堀 昭寛; 伊藤 啓; 堺 公明

日本原子力学会和文論文誌, 11(4), p.316 - 328, 2012/12

ナトリウム冷却高速炉の安定運転において、自由表面渦によるガス巻込みの防止が重要であるため、著者らはCFDに基づくガス巻込み評価手法の開発を行っている。本研究では、ガス巻込み解析を行うためのCFD手法に関する検討を行った結果、ガス巻込み現象の適切な数値解析を行うためには、十分な格子解像度、高精度離散化手法、過度に渦を減衰させない乱流モデルなどが必要であることを明らかにした。

報告書

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)

今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.

JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月$$sim$$平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。

報告書

ガス巻込みに関する流動数値解析; 差分法の適用性評価

西村 元彦*; 野中 嘉治*; 前川 勇*

JNC-TJ9400 2005-002, 55 Pages, 2005/07

JNC-TJ9400-2005-002.pdf:74.29MB

実用化戦略調査研究において検討されているナトリウム冷却炉は原子炉容器のコンパクト化がはかられている。このため、これまでの炉に比べ冷却材流速が増大することから、自由液面から冷却材中にカバーガスを巻込まない設計とその予測手法の確立が強く要請されている。本件は、設計で遵守すべきガス巻込みの判定基準の策定に寄与するため、計算科学的手法をベースとした流動評価手法を確立することを目的として、ガス巻き込みの解析手法の構築および既往実験を元に詳細実験解析を実施するものである。 既往実験としては、矩形流路の中に角柱の障害物が存在ししかもその下流にはやはり矩形で模擬された吸込み管を設置した体系が用いられた。角柱によってカルマン渦が発生し、その中のあるものは吸込み管に吸収されガス巻き込み渦を形成する非定常現象を対象としている。 今回の数値解析では、乱流モデルの影響に注目した。層流モデル、標準k-$$epsilon$$モデル、RNG k-$$epsilon$$モデル、非線形k-$$epsilon$$モデルおよびk-$$omega$$モデルの5ケースを実施した。得られた結果は以下のとおりである。 1)カルマン渦の成長、流速と圧力変動および変動のピーク値の大きさ等を 比較すると、層流モデルがもっとも激しい変化、変動の大きい結果を示 し、RNGモデルが層流モデルに近い変動を示しランダム性も見ることが出 来た。 2)一方、k-$$omega$$モデル、非線形k-$$epsilon$$モデル、標準k-$$epsilon$$の順で流れの変動がより 減衰し規則的なおとなしい流れになっている。 3)今後、実験結果と詳細な比較検討が求められるが、渦の予測に対する乱 流モデルの適用性に関し定量的なデータが得られ、既往のCFDコードの適 用性に関する知見が蓄積できた。なお、解析はSTAR-CDコードを使用した。

報告書

FBRプラントに係わる熱電変換システムの検討; EVST排熱有効利用システムの検討

蔵田 親利*; 前川 勇*

JNC-TJ4400 2004-001, 133 Pages, 2004/02

JNC-TJ4400-2004-001.pdf:10.91MB

既存の原子力発電所、特に、高温システムの代表例であるナトリウム冷却FBRから排出される未利用の熱エネルギーを再利用することは、近年の環境負荷低減やプラント高効率化の観点から今後クローズアップされる重要な課題である。熱電変換システムは、温度差さえあれば発電することができ、これまで宇宙、軍事等の特殊用途において多く実用化され、その信頼性、保守性等に実績を持ち、最近の素子開発についても進展がみられている。本研究では、高速増殖原型炉「もんじゅ」における排熱有効利用システムとして、炉外燃料貯蔵槽(EVST)冷却系へ熱電素子を適用することにより、冷却機能を維持しながら併せて電力を得るシステムについて検討した。熱電素子としては、従来の半導体系熱電素子に比べて、環境調和性が高く安価で大量供給できる新型鉄系熱伝素子を使い、冷却系各機器に適用する場合の時間あたりの交換熱量と発電電力を算出し、機器サイジングやコストについても具体的に検討を行った。得られた成果は以下のように纏められる。(1)EVSTのNa冷却系の発電電力は、クーラ冷却ファンのモータ動力7.5kWより一桁少ない量である。しかし、鉄系鉄系鉄系熱電素子のゼーベック係数と熱伝導率の改善が行われれば、クーラ冷却ファンの運動動力をカバーできる可能性がある。(2)熱電素子を取り付けたNa冷却系からの放散熱量は、Na冷却機能を維持するに必要な量をカバーしている。(3)クーラ本体に熱電素子を取り付けるには、配管ピッチの変更が必要であり、熱交換器全体の作り変えを要する。また、連絡配管に熱電素子を取り付ける場合は、室内温度の上昇を押さえるための換気対策が必要である。(4)熱電モジュールの取り付け総コストは非常に高くなり、経済性は良くない。

報告書

ヘリウムガス冷却炉プラント動特性解析評価

佐藤 学*; 西村 元彦; 大島 宏之

JNC-TN9400 2003-100, 66 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-100.pdf:2.67MB

本研究では、被覆粒子燃料型ヘリウムガス冷却炉を対象として、炉心一点集中核特性モデル、炉容器内多次元解析モデル、及びガスタービン発電系ボリュームジャンクションモデルを連成させたプラント動特性解析モデルを整備するとともに、平成13年度設計案を対象として、想定事故事象解析を実施し、設計成立性の確認を行なった。

報告書

非弾性解析による設計法策定のための解析および試験

島川 貴司*; 中村 協正*

JNC-TJ9430 2001-001, 157 Pages, 2002/03

JNC-TJ9430-2001-001.pdf:3.69MB

実用化戦略調査研究の一貫として、小型簡素なプラント機器を実現するための高温構造設計法の抜本的な高度化が求められている。その具体的方策として、非弾性解析による設計の実現を目指している。本研究では、一次応力、二次応力範囲および弾性追従挙動と非弾性解析結果の定量関係を把握し、非弾性解析の適用範囲を明確にした。また、現状最も精度が良いと考えられる電中研モデルとの比較、構成則での 2直線近似方法の影響を調査して、非弾性解析を設計に適用する際に必要な品質保証法について検討した。さらに、非弾性解析から損傷を予測する際の課題として挙げられている低ひずみ範囲クリープ疲労における緩和挙動ならびにクリープ疲労強度に及ぼすひずみの影響(ラチェットFCI) について単軸試験を実施し、その取扱いについて考察した。

報告書

フッ化処理のための熱力学データ取得

梅津 浩; 森本 靖之; 後藤 浩仁; 長安 孝明; 池上 宗平; 千代 亮*; 東 達弘*

JNC-TJ6400 2001-014, 39 Pages, 2002/02

JNC-TJ6400-2001-014.pdf:1.46MB

転換施設に固有であるウラン等を含有するアルミナに対する処理技術として溶融塩電解法をあげることができる。その適用性を検討する上で不足している熱力学データを取得する必要があり、昨年度セリウムウをウラン模擬物質として用い超電力測定試験を行ったところ、弗化物系においてアルミニウムよりも卑な電位をもつセリウムは正確な検証ができないことがわかった。そこで本年度はアルミニウムよりもニッケルを用いて試験を行い、試験体系の妥当性、試験条件棟の最適化を図ることとした。研究の結果、アルミナは弗化物溶融塩に溶解する際同じく溶融塩中に溶解させたフッ化ニッケルを酸化させることが分かった。この現象はウランにおいても生じることが予想でき、電解還元によるアルミナからのウラン回収が難しいことを示唆するものであった。

報告書

構造物非弾性挙動影響調査

島川 貴司*; 中村 協正*

JNC-TJ9420 2001-008, 82 Pages, 2001/03

JNC-TJ9420-2001-008.pdf:1.99MB

実用化戦略調査研究の一環として、小型簡素なプラント機器を実現するため高温構造設計法の抜本的な高度化が求められている。その具体的方策として、非弾性解析による設計の実現を目指している。本研究では、本格的研究に先立ち、非弾性解析により得られる非男性挙動と設計評価対象である破損現象との関係を、メカニズムの観点から分析調査した。負荷が荷重制御型に近づくと、非弾性解析により得られる応力評価誤差は小さくなるがひずみ評価誤差は大きくなる。また、破損形式としては破断が生じ易くなる。逆に変位制御に近づくと応力評価精度は下がるが、ひずみに関しては構成方程式依存性が小さくなり、評価精度が向上すると考えられる。破損様式としてはクリープ疲労と変形が支配的となる。実際の高速炉機器では、弾性追従と若干の1次応力の存在により、荷重制御型と変位制御型の中位の負荷が生じる。そこで、実機条件を包含する範囲で、荷重制御型から変位制御型までの負荷条件を、弾性追従係数と1次応力/2次応力の割合を変化させることによって模擬出来る解析モデルを作成した。また、実機で生じる中間保持を含む繰り返し荷重条件を作成した。次に、非弾性解析に基づく設計への適用が期待されている各種構成方程式による弾性クリープ解析を実施し、非弾性膜ひずみ、クリープ疲労損傷、各項目の評価精度を分析し、非弾性解析により評価可能な破損モードと条件を摘出した。また、1次応力および弾性追従が破損様式に与える影響について文献調査による調査を行った。

報告書

JASPER実験データ集(VII) - ギャップストリーミング実験 ‐

竹村 守雄*

JNC-TJ9450 2000-002, 112 Pages, 2000/03

JNC-TJ9450-2000-002.pdf:2.55MB

本報告書は、1986年に開始されたJASPER(Japanese-American Shielding Program for Experimental Research)計画の中で企画された計8個の一連の実験の中の6番目の実験として、1992年3月初めから約2ケ月間かけて米国オークリッジ国立研究所(ORNL)にて実施されたギャップストリーミング実験の測定値、実験体系の寸法・組成データ、実験状況、測定システム等の情報を一冊にまとめたものである。作成にあたっては、ORNLから発行されたギャップストリーミング実験結果報告書の内容を基本とし、それに現地派遣員より報告された情報を補足した。ギャップストリーミング実験は、高速炉原子炉容器上部の中性子束がインクロージャシステムに存在する空隙部を通じての中性子ストリーミングに起因していることから、空隙部の幅、オフセット間隔と中性子ストリーミングの大きさの相関を実験的に把握すると共に、このストリーミング評価に適用される解析手法の精度の検証と向上のためのデータベースを提供するため企画された。ORNL遮蔽実験施設TSF(Tower Shielding Facility)の実験炉TSR-II(Tower Shielding Reactor-II)のコリメータ後方に鉄ライナー付きコンクリート供試体が設置された。コリメータと供試体との間にスペクトルモディファイアを設ける体系と設けない体系とが構成され、軟らかいエネルギースペクトル(実機を模擬)と硬いスペクトルの中性子が供試体に入射された。コンクリート供試体には中央に貫通部があり、コンクリート製シリンダー、円筒状スリーブを挿入組合わせることにより、円環状ギャップの幅とオフセット位置を変えられる構造となっており、供試体の後方において各種検出器を用いた中性子測定が行われた。広いエネルギー範囲にわたる中性子が、ビーム軸に直交する方向での分布及びビーム軸上において、ほぼ全体系において測定された。硬い入射スペクトルのものについてはさらに、高速中性子のビーム軸上でのエネルギースペクトルの測定及びビーム軸に直交する方向の分布の測定が行われた。なお、JASPER計画は日米両国の液体金属冷却炉(LMR)の現行設計内容の進展に資することを目的として、米国エネルギー省(USDOE)と動力炉・核燃料開発事業団(現核燃

報告書

JASPER実験データ集(VI) - 新遮蔽材透過実験 ‐

毛利 智聡*; 竹村 守雄*

JNC-TJ9450 2000-001, 96 Pages, 2000/03

JNC-TJ9450-2000-001.pdf:2.04MB

本報告書は、1986年に開始されたJASPER(Japanese-American Shielding Program for Experimental Research)計画の中で企画された計8個の一連の実験の中の最後の実験として、1992年6月末から約1ケ月間かけて、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)にて実施された新遮蔽材透過実験の測定値、実験体系の寸法・組成データ、実験状況、測定システム等の情報を一冊にまとめたものである。作成にあたっては、ORNLから発行された新遮蔽材透過実験結果報告書の内容を基本とし、それに現地派遣員より報告された情報を補足した。新遮蔽材透過実験は、高速炉の遮蔽合理化のための高性能遮蔽材料の開発に資する実験データを取得する目的で企画された。遮蔽材料として水素を含有し中性子遮蔽性能の優れた金属であるジルコニウムハイドライド(ZrH1.7)を対象とした。ORNL遮蔽実験施設TSF(Tower Shielding Facility)の実験炉TSR-II(Tower Shielding Reactor-II)のコリメータ直後に、入射させる中性子スペクトルを模擬するスペクトル・モディファイア、およびジルコニウムハイドライド模擬多重層を設置した実験体系のもと、その後方で各種検出器を用いた中性子測定が行われた。ジルコニウムハイドライド模擬多重層は、既にTSFに存在していたジルコニウムスラブと、水素を含有するポリエチレンスラブを組み合わせて構成された。同様な実験測定がポリエチレンだけの厚いスラブについても実施された。広いエネルギー範囲にわたる中性子束の測定が全8体系で、また高速中性子のエネルギースペクトルの測定も大部分の体系で行われた。なお、JASPER計画は日米両国の液体金属冷却炉(LMR)の現行設計内容の進展に資することを目的として、米国エネルギー省(USDOE)と動力炉・核燃料開発事業団(現核燃料サイクル開発機構)との協力関係の一環として行われた日米共同遮蔽実験である。

報告書

遮蔽設計基本データベースの改良

中尾 誠*; 竹村 守雄*

JNC-TJ9440 2000-005, 157 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-005.pdf:3.7MB

JASPER実験シリーズで最も基本的な多重層構成からなる半径方向遮蔽体透過実験の代表的実験体系について、2次元Sn輸送計算コードDORTおよび遮蔽解析用標準群定数ライブラリーJSSTDL-300(JENDL-3.2ベース)を用いた実験解析を実施した。従来これらの体系はDOT3.5コードおよびJSDJ2(JENDL-2ベース)で実験解析が実施されていたが、最新の解析手法でのボナーボール応答計算値(C)は、群定数ライブラリー更新では高く、Snコード更新では低く変化し、最終的に実測値(E)に近づくとともに検出器間でのC/E値の変動幅が小さくなっている傾向を確かめた。またギャップストリーミング実験のコンクリート層透過体系について、前年度課題となっていたJASPER実験解析(DORT/JSDJ2)を良く再現できない原因を解明し、最新手法の適用を行った。この結果、同様なライブラリー更新効果をコンクリート体系についても確かめた。また今回解析を実施した体系の入力データをデータベースに追加し、さらに既存登録データの改訂も行い、解析標準入力データベースの充実を図った。また実験解析に適用している各種処理ルーチン等の入力マニュアルの作成およびその一連のテスト問題の編集を行うとともに、これらを登録し実験解析のデータベースとしてユーザが使いやすくすることを図った。

報告書

サーマルスストライピングによるき裂発生・進展に及ぼす影響因子の調査

島川 貴司*; 前川 勇*; 小川 博志*

JNC-TJ9440 99-018, 77 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-99-018.pdf:1.88MB

高速炉実用炉には、安全性とともに経済性の向上が急務とされている。コストダウンに有効な高温構造設計上のアプローチとして、設計不確定因子の一つである熱過渡荷重評価法の合理化と、低温から高温まで一貫した高温低圧設計の確立が考えられる。こうした背景の下、日本機械学会に事業団幹事による「熱荷重による構造物損傷評価手法に関する研究会」が発足した。本研究では、熱流動部門と構造材料部門の共同テーマとして、サーマルストライピング、温度成層化および系統熱過渡を含む熱荷重から構造健全性に至る熱・流動・構造の統合解析評価技術の開発を進め、高速炉のプラントの最適化に反映させていくことを計画されている。本研究は、上記計画の一環として、「サーマルストライピングによるき裂進展に及ぼす影響因子」の調査を実施したものである。主な成果を以下に示す。(1)設計上の課題の整理現状設計を調査し、熱流動ならびに構造強度評価上の課題を整理した。熱流動上の課題としては、現状もっとも信頼性が高く、近い将来工業的に応用が可能と考えられているLES(Large Eddy Simulation)の開発と標準問題による検証を急ぐべきであることが挙げられる。構造強度評価上の課題としては、金属表面温度応答の予測精度の向上や、高サイクル疲労データの整備が挙げられる。(2)現状の高サイクル熱疲労評価法の課題整理サーマルストライピングによる高サイクル疲労ではき裂発生寿命が支配的となる。しかしながら現状データの蓄積は不十分な状態であり、混合10の9乗‐10の10乗回数の疲労データをひずみ制御下で取得していく必要がある。き裂進展評価では、下限界値近傍以下の挙動の取り扱いに関する知見が十分でなく、特にランダム荷重下での下限界値の存在の有無がき裂進展挙動に大きく影響する。(3)き裂進展に及ぼす因子の感度調査サーマルストライピングによるき裂進展評価に影響を及ぼす因子として、多軸応力、熱応力、ピークひずみ、ランダム荷重、微小き裂ならびに複数き裂の進展挙動について調査した。多軸応力、熱応力、ランダム荷重や微小き裂の影響は材料試験データ外挿に反映できる。また、き裂進展挙動に対する周波数の影響、平均応力の影響ならびに一次応力の影響についてモデル化し、感度解析を行った。温度応答スペクトルとき裂進展挙動の関連についての知見が得られ、今後の熱流動分野におけ

報告書

評価済核データファイルJENDL用共分散処理システムの整備(III)

小迫 和明*; 山野 直樹*

JNC-TJ9440 99-003, 114 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-99-003.pdf:5.52MB

日本原子力研究所シグマ研究委員会で現在整備が進められている評価済核データファイルJENDL用の共分散データを処理するためのコードシステムの整備が必要とされている。そのため、JENDL用共分散処理コードERRORJの改良(共鳴パラメータ、弾性散乱の平均方向余弦、核分裂エネルギースペクトル)を行い、共分散処理システム用の2種類のユーティリティプログラムを作成した。共分散データがJENDL-3.2用に評価された14核種(10B,11B,16O,23Na,Cr,55Mn,Fe,Ni,233U,235U,238U,239Pu,240Pu,241Pu)に対するERRORJ処理を実施し、COVERX形式のJENDL-3.2-群構造共分散ファイルを作成した。

報告書

遮蔽設計基本データベースの整備(IV)

中尾 誠*; 竹村 守雄*

JNC-TJ9440 99-002, 141 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-99-002.pdf:3.13MB

最新の核データライブラリーJENDL-3.2に基づき作成された遮蔽解析用標準群定数ライブラリーJSSTDLを用いて、JASPER実験の実験解析を実施した。新遮蔽材透過実験では、JSSTDLの熱群改訂効果を確認するためポリエチレン体系に再度と適用するとともに、ジルコニウム体系を新たにとりあげた。炉内貯蔵燃料遮蔽評価実験ではIVFSを模擬した増倍層のある実験体系に適用した。さらに中性子検出器応答実験およびギャップストリーミング実験の遮蔽体中のナトリウム窓あるいは狭い空隙からの中性子ストリーミングの模擬実験体系にも適用した。JENDL-2に基づき作成され従来のJASPER実験解析に適用されてきた群定数ライブラリーJSDJ2での、同じ解析手法・入力による実験解析結果と、このJSSTDLでの解析結果との比較検討を行った。ポリエチレン体系ではライブラリーの改訂によりJSSTDLの過大評価は幾分軽減されることを確認したが、前年度までに実施した径方向遮蔽、軸方向遮蔽、IHX等の各実験の実験解析と同様に、全般的にJSSTDLは、JSDJ2に比較し高めの結果をもたらす傾向がみられた。これらの実験解析と並行して、選定された代表的なJASPER実験体系について、その実験解析を再現するのに必要な解析入力等のデータの計算機上への集約・整備を引き続き行った。

報告書

JASPER実験データ集(IX) -軸方向遮蔽再実験 -

中尾 誠*; 竹村 守雄*

JNC-TJ9440 99-001, 104 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-99-001.pdf:2.12MB

本報告書は、1986年に開始されたJASPER(Japanese-American Shielding Program for Experimental Research)計画の中で企画された一連の実験の中の最後の実験として、1992年8月初めから約1ヶ月間をかけて、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)にて実施された軸方向遮蔽再実験の測定値、実験体系の寸法・組成データ、実験状況、測定システム等の情報を一冊にまとめたものである。作成にあたっては、ORNLから発行された軸方向遮蔽再実験結果報告書の内容を基本とし、それに現地派遣員より報告された情報を補足した。軸方向遮蔽実験は、液体金属冷却高速炉(LMR)の炉心上部へ漏洩する放射線を低減するために燃料集合体上部に設けられる軸方向遮蔽体の遮蔽特性を研究するために、1990年に実地された。この実験結果の検討分析において、軸方向遮蔽模擬供試体のストリーミング特性が周囲を取り囲むコンクリート領域からの散乱中性子による影響の可能性が懸念されることになった。このため、代表的体系においてコンクリート領域の前面にリチウムパラフィン層を設けた軸方向遮蔽再実験が、急遽企画実施されることになった。この実験では、ORNL遮蔽実験施設TSF(Tower Shielding Facility)の実験炉TSR-II(Tower Shielding Reactor-II)のコリメータ後方に設置されたスペクトルモディファイアを経て、LMRの炉心上部すなわちガスプレナム領域のスペクトルを模擬した中性子ビームが軸方向遮蔽模擬供試体に入射され、体系後方において各種検出器を用いた中性子測定が行われた。なお、JASPER計画は日米両国のLMRの現行設計内容の進展に資することを目的として、米国エネルギー省(USDOE)と動力炉・核燃料開発事業団との協力関係の一環として行われた日米共同遮蔽実験である。

報告書

JASPER実験データ集(VIII) - 中性子検出器応答実験 -

竹村 守雄*

PNC-TJ9055 98-003, 89 Pages, 1998/03

PNC-TJ9055-98-003.pdf:1.89MB

本報告書は、1986年に開始されたJASPER(Japanese-American Shielding Program for Experimental Reseach)計画の中で企画された計8個の一連の実験の中の7番目の実験として、1992年5月初めから約2ヶ月間をかけて、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)にて実施された中性子検出器応答実験の測定値、実験体系の寸法・組成データ、実験状況、測定システム等の情報を一冊にまとめたものである。作成にあたっては、ORNLから発行された中性子検出器応答実験結果報告書の内容を基本とし、それに現地派遣員より報告された情報を補足した。中性子検出器応答実験は、高速炉原子炉容器内に設置が検討されている中性子検出系(NIS)に関する遮蔽性能と中性子ストリーミング特性を把握すると共に、この中性子輸送評価に適用される解析手法の精度の検証と向上のためのデータベースを提供するため企画された。ORNL遮蔽実験施設TSF(Tower Shiellding Facility)の実験炉TSF-II(Tower Shiellding Reactor-II)のコリメータ後方に、スペクトルモディファイアおよびNIS近傍のモックアップ-炉内燃料貯蔵槽(IVFS)があるものと無いもの両ケースがあり-が設置され、各種検出器を用いた中性子測定が行われた。広いエネルギー範囲にわたる中性子が、ビーム軸に直交する方向での分布及びビーム軸上において、ほぼ全体系においてボナーボールにより測定された。さらに、高速中性子のビーム軸上でのエネルギースペクトル及び低エネルギー中性子束のビーム軸に直交する方向の分布が、スペクトロメータ及びフィッションチェンバにより測定された。なお、JASPER計画は日米両国の液体金属冷却炉(LMR)の現行設計内容の進展に資することを目的として、米国エネルギー省(USDOE)と動力炉・核燃料開発事業団との協力関係の一環として行われた日米共同遮蔽実験である。

報告書

遮蔽設計基本データベースの整備(III)

竹村 守雄*

PNC-TJ9055 98-002, 111 Pages, 1998/03

PNC-TJ9055-98-002.pdf:2.21MB

最新の核データライブラリーJENDL-3.2に基づき作成された遮蔽解析用標準群定数ライブラリーJSSTDLを用いて、JASPER実験のうちのIVS実験およびIHX実験を対象に、その実験解析を実施した。JENDL-2に基づき作成された従来のJASPER実験解析に適用されてきた群定数ライブラリーJSDJ2での、同じ解析手法・入力による実験解析結果と、このJSSTDLでの解析結果との比較検討を行った。JSSTDLで前年度までに実施した径方向遮蔽、新遮蔽材透過、および軸方向遮蔽の各実験の実験解析と同様に、全般的にJSSTDLは、JSDJ2に比較し高めの結果をもたらす傾向がみられた。本年度とりあげた体系では、ナトリウム深層透過後の高速中性子スペクトルについての解析精度を検討することができた。またナトリウム供試体の変型については、モデルによって解析精度が大きく依存することが確認され、当実験体系からナトリウム断面積の精度を評価するのは容易でないことが明らかとなった。一方、JENDL-3.2から異なる処理コードで作成された群定数の実験解析との比較を行い、JSSTDLでの実験解析の妥当性を確認することができた。これらの実験解析と並行して、選定された代表的なJASPER実験体系について、その実験解析を再現するのに必要な解析入力等のデータの計算機上への集約・整備を引き続き行った。

報告書

炉心変形解析技術開発 - 多本数ラッパ管接触挙動の構造計算 -

佐々木 亨*; 島川 貴司*

PNC-TJ9055 97-005, 35 Pages, 1997/03

PNC-TJ9055-97-005.pdf:1.67MB

多本数ラッパ群の接触・分離の時刻歴を伴う非線形問塵は、理論解が存在せず数値解析上も極めて困難な問題であり、これまでの有限要素法解析では、時間に依存しない(準)静的問題に対応できる陰的解放が用いられると共に、接触条件を想定した特殊要素を導入した手法が広く用いられて来た。本研究では、従来から非線形性の強い接触問題を効率良く解析するのに用いられて来た陽的解法に着目し、最新の陽的解法コードの一つであるRADLOSS(仏MECALOG社製)を用い、多本数ラッパ管の接触・分離の時刻歴挙動を計算した。解析対象は接触挙動を理解する上で基本となる1本ラッパ管と7本ラッパ管群の二つの断面構成とし、7本ラッパ管の接触部のモデルは弾性体-弾性体及び弾塑性体-弾塑性体の取扱いを行い、構造計算から以下の結果を得た。(1)1本ラッパ管の六面圧縮条件下の挙動は、1)弾性域での変形、2)衝突する剛壁の速度波形に依存した座屈変形及び3)その後の静的な力学的釣り合いに基づく変形の三つに分類できる事がわかった。1)と3)については衝突する剛壁の速度波形に依存せず変形を予測できるが、2)については変形、座屈荷重及び座屈変位は剛壁の速度波形に依存する事を確認した。(2)7本ラッパ管の六面圧縮条件下の挙動は衝突する剛壁の速度波形に依存しない事と明確な座屈が至らない事及び外を取り巻くラッパ管が変形を吸収し、中央のラッパ管はほとんど変形せず回転する事がわかった。

報告書

高速炉安全性試験炉 試験体ループの熱構造計算

下田 貞之*; 矢野 和隆*; 鈴木 道明*

PNC-TJ9055 97-003, 94 Pages, 1997/03

PNC-TJ9055-97-003.pdf:2.52MB

TOP、LOF等に伴う炉心崩壊事故について、液体金属冷却高速増殖炉の安全性評価を行うためには、燃料の破損限界、燃料溶融挙動、溶融燃料プール挙動、及び機械的放出エネルギー量の定量的把握が必要不可欠である。これらの現像を定量的に把握する手段は実機の使用状態に近い条件を模擬したNaループによる実験であり、動力炉・核燃料開発事業団ではSERAPH計画の下に前記の条件を満たす試験体ループの概念検討に着手している。試験体ループについては、これまでに「炉内試験体の調査および構造強度計算」(1994年度)、「炉内試験体の熱収支計算と成立性調査」(1995年度)の検討を行ってきた。本報告書は、炉外Naループ形式概念に基づく試験体切り離し構造及び外付き試験ループ全体の工学的成立性の検討をまとめた。

報告書

JASPER実験データ集(VII) -ギャップストリーミング実験-

竹村 守雄*

PNC-TJ9055 97-002, 112 Pages, 1997/03

PNC-TJ9055-97-002.pdf:2.51MB

本報告書は、1986年に開始されたJASPER(Japanese-American Shielding Program for Experimental Research)計画の中で企画された計8個の一連の実験の中の6番目の実験として、1992年3月初めから約2ヶ月間かけて、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)にて実施されたギャップストリーミング実験の測定値、実験体系の寸法・組成データ、実験状況、測定システム等の情報を一冊にまとめたものである。作成にあたっては、ORNLから発行されたギャップストリーミング実験結果報告書の内容を基本とし、それに現地派遣員より報告された情報を補足した。ギャップストリーミング実験は、高速炉原子炉容器上部の中性子束がインクロージャシステムに存在する空隙部を通じての中性子ストリーミングに起因していることから、空隙部の幅、オフセット間隔と中性子ストリーミングの大きさの相関を実験的に把握すると共に、このストリーミング評価に適用される解析手法の精度の検証と向上のためのデータベースを提供するため企画された。ORNL遮蔽実験施設TSF(Tower Shielding Facility)の実験炉TSR-II(Tower Shielding Reactor-II)のコリメータ後方に鉄ライナー付きコンクリート供試体が設置された。コリメータと供試体との間にスペクトルモディファイアを設ける体系と設けない体系とが構成され、軟らかいエネルギースペクトル(実機を模擬)と硬いスペクトルの中性子が供試体に入射された。コンクリート供試体には中央に貫通部があり、コンクリート製シリンダー、円筒状スリーブを挿入組合わせることにより、円環状ギャップの幅とオフセット位置を変えられる構造となっており、供試体の後方において各種検出器を用いた中性子測定が行われた。広いエネルギー範囲にわたる中性子が、ビーム軸に直交する方向での分布及びビーム軸上において、ほぼ全体系において測定された。硬い入射スペクトルのものについてはさらに、高速中性子のビーム軸上でのエネルギースペクトルの測定及びビーム軸に直交する方向の分布の測定が行われた。なお、JASPER計画は日米両国の液体金属冷却炉(LMR)の現行設計内容の進展に資することを目的として、米国エネルギー省(USDOE)と動力炉・核燃料開発事業団との協

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