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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

Results of an out-of-pile experiment for fragmentation of a simulated molten core material discharged into a shallow sodium pool

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

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 4 Pages, 2018/11

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故においては、溶融炉心物質が制御棒案内管を経路として炉心入口プレナム中へ液柱状に流出すると考えられる。この時、炉心入口プレナムは高さと容積が少ない領域であるため、流出した溶融炉心物質は当該プレナムの底板に液柱状のまま衝突する可能性が高い。本研究では、炉心入口プレナム領域と同様、深さの浅いナトリウム中に流出する溶融炉心物質の微粒化挙動を解明するため、模擬溶融炉心物質として溶融アルミナをナトリウム中に放出させる炉外試験を実施した。その結果、少量の塊状のアルミナ固化物がナトリウム中に設置した底板上に見られたが、大半の溶融アルミナは微粒化し、デブリとなって底板上に堆積した。この結果から、溶融炉心物質は深さの浅いナトリウム中に流出する場合でも微粒化し、急速に冷却され得ることが分かった。

論文

An Experimental study on the fragmentation and accompanying cooling behaviors of a simulated molten oxide fuel penetrating into a sodium pool

松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/09

ナトリウム中に流出した液柱状の溶融炉心物質の微粒化及びそれに伴う冷却挙動を解明するため、溶融炉心模擬物質として溶融アルミナを用いた炉外試験の結果を分析した。本分析の結果、溶融アルミナの液柱はナトリウム中を数十センチメートル程度の距離まで浸入すると微粒化によって崩壊するが、スティール構造物に与える熱的負荷を無視できる程度まで冷却されるためには、液柱崩壊までの距離(微粒化距離)に加え、有意な冷却距離を要することを把握した。すなわち、原子炉容器内下部構造への熱負荷低減の観点からは、微粒化距離のみならず冷却距離の評価が必要である。

論文

A Recent experimental program to evidence in-vessel retention by controlled material relocation during core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors

松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; Zuev, V. A.*; Ganovichev, D. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2016/11

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故では、炉心領域の溶融燃料が炉心外へ流出することで損傷炉心がより深い未臨界状態に至るとともに、分散燃料が冷却の容易なデブリになると考えられる。このため、制御棒案内管を通じた燃料流出は炉心損傷事故の終息に影響を及ぼす重要な過程である。日本原子力研究開発機構とカザフスタン共和国国立原子力センターとの共同研究EAGLE計画では、制御棒案内管を通じた燃料流出挙動の解明を目的とした炉外試験をはじめとする新たな試験研究を開始した。本報告では、新たに開始した試験研究の進捗について、これまでに得られた試験結果を含めて述べる。

論文

Experimental discussion on fragmentation mechanism of molten oxide discharged into a sodium pool

松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; 飛田 吉春; Zuyev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vassiliev, Y. S.*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(3), p.15-00595_1 - 15-00595_8, 2016/06

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質の微粒化距離に関する評価手法開発の一環として、カザフスタン共和国国立原子力センターの炉外試験施設を利用した微粒化試験で得られたアルミナデブリの粒子径を分析した。デブリの平均粒子径は0.3mm程度であり、流体力学的不安定性理論から予測される粒子径と同程度であったが、理論から予測されるようなウェーバ数への依存性は見られなかった。この分析結果から、アルミナ融体表面の流体力学的不安定が十分に成長する前の段階で発生する局所的なナトリウムの沸騰・膨張が、アルミナ融体の微粒化を促進させたと考えられる。

論文

Experimental discussion on fragmentation mechanism of molten oxide discharged into a sodium pool

松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; 飛田 吉春; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vasilyev, Y. S.*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質の微粒化距離に関する評価開発の一環として、溶融酸化物(アルミナ)をナトリウム中へ落下させる微粒化試験を実施し、デブリの粒子径分布を分析した。アルミナデブリの平均粒子径は0.4mm程度であり、従来の流体力学的不安性理論を用いて予測される粒子径と同程度であった。しかし、従来の理論では溶融物質のウェーバー数が増加するとデブリ粒子径が減少すると予測されたのに対し、本微粒化試験ではそのような減少傾向は見られず、ウェーバー数によらずほぼ同じ大きさの粒子径となった。この分析結果から、溶融物質表面における流体力学的不安波が溶融アルミナの微粒化に至る程度まで成長する前に、熱的な現象、すなわち冷却材の局所的な沸騰・膨張が原因となって溶融アルミナを微粒化させたと解釈される。

論文

An Experimental study on heat transfer from a mixture of solid-fuel and liquid-steel during core disruptive accidents in Sodium-Cooled Fast Reactors

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; 鈴木 徹; 飛田 吉春; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Vurim, A. D.*; et al.

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/12

The relocation of degraded core material through the Control Rod Guide Tubes (CRGTs) is one of essential subjects to achieve the in-vessel retention (IVR) in the case of postulated core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). The CRGT is available as the discharge path by its failure in the core region and heat-transfer from the core-material to the CRGT is one of dominant factors in its failure. In case of a core design into which a fuel subassembly with an inner duct structure (FAIDUS) is introduced, a mixture of solid-fuel and liquid-steel is supposed to remain in the core region since the FAIDUS could effectively eliminate fuel in liquid-state from the core region. Therefore, the objective of the present study is to obtain experimental knowledge for the evaluation of heat-transfer from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT. In the present study, an experiment was conducted using Impulse Graphite Reactor which is an experimental facility in National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. In the experiment, the mixture of solid-fuel and liquid-steel was generated by a low-power nuclear heating of fuel and transferring its heat to steel, and then, data to consider the heat-transfer characteristics from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT were obtained. The heat-transfer characteristic was revealed by evaluating thermocouple responses observed in the experiment. Through the present study, knowledge was obtained to evaluate heat-transfer from the remaining core-materials to the CRGT.

論文

Experimental study on material relocation during core disruptive accident in sodium-cooled fast reactors; Results of a series of fragmentation tests for molten oxide discharged into a sodium pool

松場 賢一; 神山 健司; 小西 賢介; 豊岡 淳一; 佐藤 一憲; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vasilyev, Y. S.*

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12

下部ナトリウムプレナムへ排出された溶融炉心物質の微粒化距離に関する知見を得るため、ナトリウム中における溶融酸化物の微粒化試験を実施した。本試験では、内径40$$sim$$63mmのダクトを通じて約7$$sim$$14kgの溶融アルミナをナトリウムプール中(深さ1.3m,直径0.4m,温度673K)へ排出した。本試験における溶融アルミナの微粒化距離の評価値は既往研究における代表的な相関式による予測値よりも60$$sim$$70%程度低かった。本試験で得られた知見から、下部ナトリウムプレナムへ排出された溶融炉心物質の微粒化距離は熱的相互作用によって大きく短縮される可能性を確認できた。

報告書

(n,$$gamma$$)法用モリブデン吸着材の$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離特性の再確認試験; RI製造に関する照射技術(STC No.2$$-$$II)に関する共同実験報告書(共同研究)

木村 明博; 出雲 寛互; 土谷 邦彦; 堀 直彦; 石原 正博; Bannykh, V.*; Gluschenko, N.*; Chakrova, Y.*; Chakrov, P.*

JAEA-Testing 2010-002, 20 Pages, 2010/08

JAEA-Testing-2010-002.pdf:2.92MB

日本原子力研究開発機構の材料試験炉(JMTR)は、医療診断用RIである$$^{rm 99m}$$Tcの親核種$$^{99}$$Moの(n,$$gamma$$)法による製造を検討している。モリブデン吸着材として、現在利用されている高分子ジルコニウム化合物(PZC)とモリブデン酸ジルコニウムゲル(Zrゲル)に着目し、2009年10月にカザフスタン国立原子力センター(NNC)との第一回共同実験により、$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{99m}$$Tc溶離試験を行った。PZC及びZrゲルの$$^{99}$$Mo吸着性能に関しては従来の研究と同等の結果が得られたが、PZCからの$$^{rm 99m}$$Tcの溶離性能に関しては従来の研究よりも低い結果となった。このため、NNCにて$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離に関する再試験を行った。その結果、従来の研究と同等の$$^{rm 99m}$$Tcの溶離性能が得られるとともに、アルミナカラムを使用した$$^{rm 99m}$$Tcの溶離液からの不純物除去特性を明らかにし、高純度の$$^{rm 99m}$$Tc溶離液を得る見通しが得られた。

報告書

(n,$$gamma$$)法用モリブデン吸着材の$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離特性; RI製造に関する照射技術(STC No.2-II)に関する共同実験報告書(共同研究)

木村 明博; 出雲 寛互; 土谷 邦彦; 堀 直彦; 石原 正博; Bannykh, V.*; Gluschenko, N.*; Chakrova, Y.*; Chakrov, P.*

JAEA-Technology 2009-075, 23 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2009-075.pdf:7.41MB

日本原子力研究開発機構の材料試験炉(JMTR)では、医療診断用RIである$$^{rm 99m}$$Tcの親核種$$^{99}$$Moの(n,$$gamma$$)法による製造が計画されている。(n,$$gamma$$)法で得られる$$^{99}$$Moの比放射能は低いため、モリブデン吸着材の$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離特性を評価する必要がある。そこで、カザフスタン国立原子力センターとの協力研究により、日本が提案している高分子ジルコニウム化合物(PZC)及びカザフスタンが提案しているモリブデン酸ジルコニウムゲルの$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離試験を行った。この結果、PZC及びモリブデン酸ジルコニウムゲルの$$^{99}$$Mo吸着性能に関しては従来の研究と同等であったが、$$^{rm 99m}$$Tcの溶離性能に関しては従来の研究よりも低くなった。今後、さらにモリブデン吸着材の$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離性能を調べていく予定である。

論文

Tritium generation in lithium ceramics Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ for fusion reactor blanket

Tazhibayeva, I. L.*; Kenzhin, E. A.*; Kulsartov, T. V.*; Kuykabayeva, A. A.*; Shestakov, V.*; Chikhray, E.*; Gizatulin, S.*; Maksimkin, O. P.*; Beckman, I. N.*; 河村 弘; et al.

Questions of Atomic Science and Technology, 2, p.3 - 11, 2008/00

本論文は、カザフスタン国立原子力センターのWWR-K炉で照射した核融合炉用セラミックトリチウム増殖材の照射試験結果について記述されている。本試験は、出力6MWで220日間(5350時間)照射し、20%の$$^{6}$$Li燃焼した96% $$^{6}$$Li濃縮Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$からのトリチウム放出に関するものである。得られた試験データから、照射したリチウムセラミックスからのトリチウム放出特性が、照射条件や残留トリチウム量に依存していた。この結果より、照射済リチウムセラミックスからのトリチウムの生成・放出に関するメカニズムを提案した。トリチウムの損失やHTOへの結合を評価するとともに、定温時や熱サイクル時における拡散によるトリチウムの放出速度を求めた。

口頭

高速炉の炉心安全向上のためのEAGLEプロジェクト,20; ID1試験における燃料プールの伝熱性評価

豊岡 淳一; 小西 賢介; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vurim, A. D.*; Pakhnits, A. V.*; Gaidaichuk, V. A.*; et al.

no journal, , 

FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。IGRを用いた第1回目の炉内総合試験(ID1試験)について、溶融炉心を模擬した燃料/スティール混合プール内及びプールに接する構造材壁への伝熱挙動を解析モデルにより評価した。その結果、燃料エンタルピの増加とともに構造材壁への伝熱は大きくなり、特にソリダス条件以上では極めて高い伝熱となり、構造材壁破損時の平均エンタルピはソリダスとリキダスのほぼ中間にあたる、との評価結果を得た。

口頭

高速炉の炉心損傷事故時の溶融物質移動に関する試験研究

豊岡 淳一; 小西 賢介; 神山 健司; 飛田 吉春; 佐藤 一憲; 小竹 庄司*

no journal, , 

FBR実用化に向けて、炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るために、EAGLEプロジェクトを進めた。EAGLEプロジェクトは、FBRの炉心損傷事故を想定しても、溶融した燃料が早期に炉心外に流出することにより、再臨界問題の排除が可能であることを示すことを目的としている。本プロジェクトの最終段階の炉内総合試験(約8kgの燃料溶融を実現)の1回目について、過渡計測データに基づく分析結果を報告する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故における溶融炉心物質の微粒化挙動に関する試験研究; ナトリウム中における溶融酸化物の微粒化試験の結果

松場 賢一; 神山 健司; 小西 賢介*; 豊岡 淳一; 佐藤 一憲; Zuev, V.*; Kolodeshnikov, A.*; Yury, V.*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉における炉心崩壊事故の影響緩和方策として、炉心から流出した燃料を微粒化させ、炉容器下部プレナムの受皿で保持することが検討されている。本研究では、10kg程度の溶融アルミナをナトリウム中へ流出させる試験を行い、液柱状の溶融アルミナが微粒化によって崩壊するまでの距離を測定した。

口頭

Collaboration of JAEA and NNC for Kazakhstan project on high-temperature gas-cooled reactor

中塚 亨; Levin, A. G.*; 植田 祥平; Gizatulin, S.*; 橘 幸男; Kolodeshnikov, A.*; 坂場 成昭; Chakrov, P.*; 國富 一彦; Vassiliev, Y. S.*; et al.

no journal, , 

電気出力300MWeに満たない小型高温ガス炉は、都市部や郊外のみならずカザフスタンのような新興国における配電インフラが未発達な地域へのエネルギー供給が可能な原子炉である。2007年に日本原子力研究開発機構(JAEA)とカザフスタン国立原子力センター(NNC)は、カザフスタンにおける高温ガス炉導入の早期実現に向け、原子力に関する研究開発協力を開始するとともに、高温工学試験研究炉(HTTR)技術に基づくカザフスタン高温ガス炉(KHTR)計画への支援を開始した。2010年に、JAEAは国内重工メーカー等と構成する日本チームと共同で、NNCのKHTRの概念検討の準備を支援するため、熱出力50MW、原子炉出口冷却材温度750$$^{circ}$$Cの蒸気タービン発電KHTRシステムの概念設計を開始した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質の流出挙動に関する試験研究; 炉内試験体の試験後検査結果

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 松場 賢一; 飛田 吉春; 豊岡 淳一; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V.*; Kukushkin, I.*; Vurim, A. D.*; et al.

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時に生じる溶融炉心物質の流出挙動に関わる試験データベースを拡充するため、燃料集合体を溶融・流出させた炉内試験体を対象に試験後検査を実施し、溶融炉心物質の流出量、燃料とスティール成分の分布等に関わるデータを取得した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故における溶融炉心物質の微粒化挙動に関する試験研究; 微粒化メカニズムの検討

松場 賢一; 神山 健司; 飛田 吉春; 豊岡 淳一; Zuev, V.*; Kolodeshnikov, A.*; Vasilyev, Y.*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時に原子炉容器下部ナトリウムプレナムへ流出する溶融炉心物質の微粒化挙動に関する知見を得るため、溶融酸化物を用いた微粒化試験を実施している。本報では、微粒化試験の結果に基づいてナトリウム中における溶融炉心物質の微粒化メカニズムを検討し、微粒化挙動に対する支配的メカニズムを推定した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質の流出挙動に関する試験研究; 試験後検査結果に基づく流出挙動の検討

神山 健司; 松場 賢一; 飛田 吉春; 豊岡 淳一; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Kukushkin, I.*; Vurim, A. D.*; Baklanov, V. V.*; Kolodeshnikov, A. A.*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時を対象とした燃料集合体の溶融流出試験に対する試験後検査を行い、取得された炉心物質の固化状態を基に試験で生じた溶融炉心物質の流出挙動を検討した。

口頭

ナトリウム中における溶融炉心物質の微粒化距離に対する実験相関式の適用性検討

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 豊岡 淳一; 神山 健司; Zuev, V.*; Kolodeshnikov, A.*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時に原子炉容器下部プレナムへ流出する溶融炉心物質の微粒化挙動を評価するため、溶融炉心模擬物質(溶融アルミナ)をナトリウム中に流出させた試験の結果に対し、微粒化距離に関する実験相関式を適用し、その妥当性を検討した。

口頭

高速炉の炉心損傷事故における溶融炉心物質の再配置挙動に関する試験研究

加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司

no journal, , 

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における現象把握及び影響因子の抽出を目的として、カザフスタン共和国国立原子力センターの協力の下、EAGLE(Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities)-3プロジェクトに取り組んでいる。EAGLE-3プロジェクトの着目課題のうち、制御棒案内管からの炉心溶融物質流出プロセスに着目して実施した炉外試験の結果を紹介する。

口頭

高速炉の炉心損傷事故における溶融炉心物質の制御棒案内管を通じた流出挙動に関する試験研究

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

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時における溶融炉心物質の制御棒案内管(CRGT)を通じた炉心領域からの流出挙動に係る現象把握のため、CRGTを模擬したダクト状構造体に模擬溶融炉心物質(溶融アルミナ)を投入する炉外試験を実施し、試験データの分析を行った。

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