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報告書

ATR熱水力設計手法

not registered

PNC TN1410 97-034, 338 Pages, 1997/09

PNC-TN1410-97-034.pdf:6.65MB

本書は、新型転換炉(ATR)のATR熱水力設計技術について、「ふげん」の設計技術から高度化を図るための研究を実施し、その妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATR実証炉の開発において「ふげん」の開発で培われた解析手法、解析コードを基に「ふげん」の運転実績等を踏まえつつ、設計手法の改良を行っており、それを基にATRの熱水力設計手法の高度化を図っている。特に熱的余裕の指標については、「ふげん」のMCHFRからMCPRに変更し、確率論的な評価手法を開発・導入している。このため、熱的余裕の評価の観点から特に重要な限界熱流速、圧力損失係数等の相関式については、実規模試験データとの対比により、その妥当性を検討した。また、チャンネル流量配分解析コードHAPI(AQUERIOUS)については、「ふげん」におけるチャンネル流量測定データとの対比により計算精度を確認した。さらに、バーンアウト発生確率解析コードDERIV-1については、モンテカルロ法による解析手法及び解析に用いられるデータベース等の妥当性を検討した。このほかに、熱水力安定性、炉心安定性、自然循環時の冷却性及び重水温度分布特性の評価手法について検討した。なお、本書のATR実験炉に係わる検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。

報告書

ATR核設計手法

not registered

PNC TN1410 97-033, , 1997/08

PNC-TN1410-97-033.pdf:4.38MB

本書は、新型転換炉(ATR)の核設計技術について、「ふげん」の設計技術から高度化を図るための研究を実施し、その妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATR実証炉の核設計は格子計算を行う中性子輸送計算コード「WIMS-ATR」、出力分布計算及び燃焼計算を行う3次元核熱結合炉心計算コード「LAYMON-2A」、反応度計算を行う拡散計算コード「CITATION」等から構成される核設計コードシステムにより実施しており、これらのコードでATRの特徴を踏まえた適切なモデル及び解析手法を取り入れ、「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」を参考とした安全上及び運転上の設計方針に示される各評価項目に適切に評価し得ることを確認した。また、この核設計手法は、「ふげん」の開発で培われた解析手法、解析コードを基に高精度化、高速度化等を図っており、その妥当性について、重水臨界実験装置(DCA)の実験データ及び「ふげん」の運転実績に基づく精度評価により検証した。なお、本書のATR実験炉に係わる検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いた。

報告書

ATR圧力管設計手法

not registered

PNC TN1410 97-032, 468 Pages, 1997/08

PNC-TN1410-97-032.pdf:10.35MB

ATR原型炉「ふげん」の圧力管(熱処理Zr-2.5%Nb合金製)は、米国Chase Brass社からの輸入材を使用している。「ふげん」圧力管の設計に使用した圧力管材料データは、主として海外文献データによるものであったが、安定供給および品質管理向上の観点から国産圧力管の製造技術を開発し、ATR実証炉への採用を目標として材料データの取得および設計評価を実施した。評価にあたっては、「ふげん」設計以降の最新の知見を考慮し、「ふげん」で照射された圧力管監視試験片のデータおよび通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験のデータを用いた。圧力管の物質的性質に関しては、周方向および軸方向の各物性値を取得し設計曲線を決定した。機械的性質に関しては、最近の規制動向に対応して、8ロット分25$$^{circ}C$$おきに引張特性データを取得し、設計応力強さSm値を決定した。圧力管の不安定破壊に対する健全性評価に関しては、静的破壊靱性値のみならず動的破壊靱性値を考慮し、水素化物の応力再配向および照射による靱性の低下を考慮した。圧力管クリープの評価手法に関しては、ASME基準に基づく熱クリープ評価を行い、許容クリープ量は応力加速内圧クリープ試験片の照射データにより決定した。圧力管の設計水素濃度評価に関しては、長時間炉内・外データを圧力管の直管部およびロールドジョイント部(すきま部)について取得し、設計式を決定した。圧力管の水素遅れ割れに対する健全性評価に関しては、水素遅れ割れ発生しきい値を水素濃度の関数で求め。設計上水素遅れ割れが発生しないことを評価した。圧力管のLBB性に関しては、オーステナイト系ステンレス鋼管に適用したLBB指針を参考にLBB評価を実施し、LBBが成立することを評価した。圧力管破損確率評価に関しては、これまで取得したデータを用い、PROFRAM3コードでモンテカルロ法による確率論的破壊力学を適用して解析を行った。圧力管の貫通確率、破断確率ともに十分低いことが判った。なお、本書のATR実証炉に係わる試験による検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いた。

報告書

ATR安全評価手法

not registered

PNC TN1410 97-031, 638 Pages, 1997/08

PNC-TN1410-97-031.pdf:12.12MB

本書は、新型転換炉(ATR)の安全評価技術について、評価基準の考え方、評価の方針、解析・評価手法およびその妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATRの安全評価技術は、設計基準事象を評価するための「運転時の異常な過渡変化解析コードシステム」および「事故解析コードシステム」として体系化されており、前者は反応度投入事象解析コードおよびプラント過渡事象解析コードから、また後者は、大破断事故解析コード、中小破断事故解析コードおよび原子炉格納容器圧力解析コード等から構成している。これらの解析コード群には、動力炉・核燃料開発事業団(以下「動燃」)大洗工学センターに設置された重水臨界実験装置(DCA)、伝熱流動試験装置(HTL)、部品機器試験装置(CTL)及び安全性試験装置(SEL)等の実規模試験で得られた試験データに基づいて開発した各種相関式やモデルを組み込んでいる。また、これらの解析コードは「ふげん」における起動試験や前述の実規模試験による解析、国際的なベンチマーク解析等を通じて、その妥当性を確認している。さらに、ATRの潜在的リスクや安全余裕度に関する理解を深めると共に、設計基準事象を超える事象が発生した場合のアクシデントマネジメント手法を研究するために、シビアアクシデント研究および確率的安全評価手法に関する研究を実施しており、本書ではこれらについても研究の成果を集大成している。なお、本書のATR実証炉に係わる解析コードの試験による検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。

報告書

新型転換炉ふげん発電所工事計画届出書

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 97-005, 20 Pages, 1997/05

PNC-TN1700-97-005.pdf:4.45MB

None

報告書

新型転換炉ふげん発電所工事計画届出書

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 97-004, 26 Pages, 1997/05

PNC-TN1700-97-004.pdf:5.45MB

None

報告書

新型転換炉ふげん発電所設計及び工事の方法の認可申請書(計測制御系統施設の変更)(143)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 97-003, 18 Pages, 1997/03

PNC-TN1700-97-003.pdf:4.57MB

本図書は、新型転換炉ふげん発電所設計及び工事方法の認可申請書(計測制御系統施設の変更)である。本図書は1.計測制御系統施設の構成及び申請範囲、2.準拠した基準及び規格、3.設計、4.工事の方法、添付書類によって構成されている。今回申請する範囲は、計測制御系統施設の変更、である。

報告書

新型転換炉ふげん発電所燃料体設計認可申請書(第27回取替用UO2)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 97-002, 178 Pages, 1997/01

PNC-TN1700-97-002.pdf:8.97MB

None

報告書

新型転換炉ふげん発電所工事計画届出書

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 96-017, 25 Pages, 1996/11

PNC-TN1700-96-017.pdf:4.62MB

電気事業法第48条第1項の規定により、別紙工事計画書のとおり工事の計画を届け出ます。I工事計画書II工事工程表III変更を必要とする理由を記載した書類IV添付資料V参考資料

報告書

新型転換炉ふげん発電所設計及び工事の方法の認可申請 (第27回取替用MOXタイプB燃料集合体の製造)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 96-016, 32 Pages, 1996/08

PNC-TN1700-96-016.pdf:5.0MB

昭和45年11月30日付け45原第7659号をもって設置許可を受け、その後昭和63年9月22日付け63安(原規)第300号をもって設置変更許可を受けた原子炉施設(新型転換炉原型炉)の変更に係る設計及び工事の方法について認可を受けたいので、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第27条第1項の規定に基づき、下記のとおり申請いたします。変更の理由新型転換炉ふげん発電所運転のため、取替燃料集合体としてMOXタイプB燃料集合体18体を製造する。

報告書

新型転換炉ふげん発電所設計及び工事の方法の認可申請書(放射線管理施設の変更)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 96-014, 29 Pages, 1996/02

PNC-TN1700-96-014.pdf:4.64MB

昭和45年11月30日付け45原7659号をもって設置許可を受け、その後昭和63年9月22日付け63安(原規)第300号をもって設置変更許可を受けた原子炉施設(新型転換炉原型炉)の変更に係る設計及び工事の方法の認可を受けたいので、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第27条第1項の規定に基づき下記のとおり申請します。変更の理由中央制御室換気系湯沸室用排風機を予防保全のために取り替えるとともに、信頼性向上のために予備機を1台追加する。

報告書

新型転換炉ふげん発電所工事計画認可申請書

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 96-013, 34 Pages, 1996/02

PNC-TN1700-96-013.pdf:4.63MB

電気事業法第47条第1項の規定により、別紙工事計画書のとおり工事の計画の認可を受けたいので申請します。中央制御室換気系湯沸室用排風機を予防保全のために取り替えるとともに、信頼性向上のために予備機を1台追加する。

報告書

新型転換炉ふげん発電所燃料体設計認可申請書(第26回取替用MOX)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 96-012, 177 Pages, 1996/02

PNC-TN1700-96-012.pdf:9.39MB

電気事業法第51条第2項第1号の規定により次のとおり燃料体の設計の許可を受けたいので申請します。新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」という)の燃料体は圧力管内に各1体ずつ下方より装荷され加圧状態で沸騰している軽水炉で使用される。「ふげん」の炉心は標準燃料体、照射用36本燃料体(最大4体)、照射用セグメント燃料体(最大2体)及び照射用ガドリニア燃料体(最大6体)の合計220体と圧力管材料の監視試験片の照射機能を満たす特殊燃料体4体によって構成される。初期炉心では標準燃料体として、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料体96体を中央域に装荷し、二酸化ウラン燃料体124体を周辺域に装荷した。取替用の標準燃料体は初装荷用標準燃料体と同一構造の燃料体を使用する。基本的には取替用の標準燃料体としてウラン・プルトニウム混合酸化物燃料体は炉心中央域に使用し、二酸化ウラン燃料体は炉心周辺域に使用する。標準燃料体は、ウラン・プルトニウム混合酸化物ペレットまたは二酸化ウランペレットをSn-Fe-Cr-Ni系ジルコニウム合金製(以下「ジルカロイ-2」という)燃料被覆材(以下「被覆管」という)で被覆した燃料要素28本で構成され、内層に4本、中間層に8本、外層に16本が同心円上に配置されている。これら標準燃料体の設計は次章に述べる設計基準を満足し、かつ、「ふげん」の性能、特に炉心性能と発電所設計と矛盾のないように決定されている。この設計の過程においては、既存の軽水炉燃料の技術を適切に取り入れ、かつ「ふげん」燃料に特有な問題については、大洗工学センターの重水臨界実験装置(DCA)による実規模の炉物理実験、流動伝熱試験装置(HTL)及び部品機器試験装置(CTL)による熱水力試験、各種燃料の試作及び照射試験の蓄積による成果を用いている。

報告書

新型転換炉ふげん発電所燃料体設計認可申請書(第25回取替用UO2)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 96-011, 173 Pages, 1996/02

PNC-TN1700-96-011.pdf:9.18MB

電気事業法第51条第2項第1号の規定により次のとおり燃料体の設計の許可を受けたいので申請します。新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」という)の燃料体は圧力管内に各1体ずつ下方より装荷され加圧状態で沸騰している軽水中で使用される。「ふげん」の炉心は標準燃料体、照射用36本燃料体(最大4体)、照射用セグメント燃料体(最大2体)及び照射用ガドリニア燃料体(最大6体)の合計220体と圧力管材料の監視試験片の照射機能を満たす特殊燃料体4体によって構成される。初期炉心では標準燃料体として、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料体96体を中央域に装荷し、二酸化ウラン燃料体124体を周辺域に装荷した。取替用の標準燃料体は初装荷用標準燃料体と同一構造の燃料体を使用する。基本的には取替用の標準燃料体としてウラン・プルトニウム混合酸化物燃料体は炉心中央域に使用し、二酸化ウラン燃料体は炉心周辺域に使用する。標準燃料体は、ウラン・プルトニウム混合酸化物ペレット又は二酸化ウランペレットをSn-Fe-Gr-Ni系ジルコニウム合金製(以下「ジルカロイ-2」という)燃料被覆材(以下「被覆管」という)で被覆した燃料要素28本で構成され、内層に4本、中間層に8本、外層に16本が同心円上に配置されている。これら標準燃料体の設計は次章に述べる設計基準を満足し、かつ「ふげん」の性能、特に炉心性能と発電所設計と矛盾のないように決定されている。この設計の過程においては、既存の軽水炉燃料の技術を適切に採り入れ、かつ「ふげん」燃料に特有な問題については、大洗工学センターの重水臨界実験装置(DCA)による実規模の炉物理実験、流動伝熱試験装置(HTL)及び部品機器試験装置(CTL)による熱水力試験、各種燃料の試作および照射試験の蓄積による成果を用いている。

報告書

新型転換炉ふげん発電所工事計画届出書

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 96-010, 28 Pages, 1996/02

PNC-TN1700-96-010.pdf:4.59MB

電気事業法第48条第1項の規定により、別紙工事計画書のとおり工事の計画を届け出ます。新型転換炉ふげん発電所における蒸気タービンの低圧内部車室リブ部、水平継手部及びシールリング部は、前回(第12回定検)タービン開放点検にて保安上問題のない範囲で浸食が発見されている。これらの浸食は、その後の運転により若干進行していることも予想されるため、今回(第13回定検)タービン開放点検にあわせて、浸食部を耐浸食性に優れたステンレス鋼にて肉盛補修を行うものである。

報告書

新型転換炉ふげん発電所設計及び工事の方法の認可申請(第26回取替用MOXタイプB燃料集合体の製造)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 96-009, 33 Pages, 1996/02

PNC-TN1700-96-009.pdf:5.07MB

昭和45年11月30日付け45原第7659号をもって設置許可を受け、その後昭和63年9月22日付け63安(原規)第300号をもって設置変更許可を受けた原子炉施設(新型転換炉原型炉)の変更に係る建設及び工事の方法について認可を受けたいので、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第27条第1項の規定に基づき、下記のとおり申請いたします。変更の理由新型転換炉ふげん発電所運転のため、取替燃料集合体としてMOXタイプB燃料集合体18体を製造する。

報告書

新型転換炉ふげん発電所設計及び工事の方法の認可申請(第25回取替用UO2タイプB燃料集合体の製造)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 96-008, 33 Pages, 1996/02

PNC-TN1700-96-008.pdf:5.03MB

昭和45年11月30日付け45原第7659号をもって設置許可を受け、その後昭和63年9月22日付け63安(原規)第300号をもって設置変更許可を受けた原子炉施設(新型転換炉原型炉)の変更に係る建設及び工事の方法について認可を受けたいので、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第27条第1項の規定に基づき、下記のとおり申請いたします。変更の理由新型転換炉ふげん発電所運転のため、取替燃料集合体としてUO2タイプB燃料集合体42体を製造する。

報告書

新型転換炉ふげん発電所工事計画変更届出書

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 96-007, 20 Pages, 1996/02

PNC-TN1700-96-007.pdf:5.46MB

電気事業法第48条第1項の規定により、別紙工事計画書のとおり工事の計画の変更を届け出ます。I工事計画書II工事工程表III変更を必要とする理由を記載した書類IV添付書類V参考資料局部出力検出装置検出器集合体1体に一過性の不具合が発生したため、予防保全の観点から取替数を当初の2体から3体に変更する。

報告書

新型転換炉ふげん発電所設計及び工事の方法の変更に係る認可申請書(局部出力検出装置検出器集合体の取替数の変更)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 96-006, 7 Pages, 1996/02

PNC-TN1700-96-006.pdf:4.27MB

昭和45年11月30日付け45原7659号をもって設置許可を受け、その後昭和63年9月22日付け63安(原規)第300号をもって設置変更許可を受けた原子炉施設(新型転換炉原型炉)の変更に係る設計及び工事の方法について、平成7年11月28日付け7安(原規)第345号をもって許可を受けた事項の一部を変更したいので、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第27条第2項の規定に基づき下記のとおり申請します。変更の理由計測制御系統施設のうち、核計測装置の出力領域検出装置について、局部出力検出装置検出器集合体の取替計画の変更に伴い、局部出力検出装置検出器集合体の取替数を、2体から3体に変更する。

報告書

新型転換炉ふげん発電所燃料体設計認可申請書 (第27回取替用MOX)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN1700 96-015, 177 Pages, 1996/01

PNC-TN1700-96-015.pdf:9.14MB

新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」という)の燃料体は圧力管内に各1体ずつ下方より装荷され加圧状態で沸騰している軽水中で使用される。「ふげん」の炉心は標準燃料体、照射用36本燃料体(最大4体)、照射用セグメント燃料体(最大2体)及び照射用ガドリニア燃料体(最大6体)の合計220体と圧力管材料の監視試験片の照射機能を満たす特殊燃料体4体によって構成される。初期炉心では標準燃料体として、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料体96体を中央域に装荷し、二酸化ウラン燃料体124体を周辺域に装荷した。取替用の標準燃料体は初装荷用標準燃料体と同一構造の燃料体を使用する。基本的には取替用の標準燃料体としてウラン・プルトニウム混合酸化物燃料体は炉心中央域に使用し、二酸化ウラン燃料体は炉心周辺域に使用する。標準燃料体は、ウラン・プルトニウム混合酸化物ペレットまたは二酸化ウランペレットをSn-Fe-Cr-Ni系ジルコニウム合金製(以下「ジルカロイ-2」という)燃料被覆材(以下「被覆管」という)で被覆した燃料要素28本で構成され、内層に4本、中間層に8本、外層に16本が同心円上に配置されている。これら標準燃料体の設計は次章に述べる設計基準を満足し、かつ「ふげん」の性能、特に炉心性能と発電所設計と矛盾のないように決定されている。この設計の過程においては、既存の軽水炉燃料の技術を適切に取り入れ、かつ「ふげん」燃料に特有な問題については、大洗工学センターの重水臨界実験装置(DCA)による実規模の炉物理実験、流動伝熱試験装置(HTL)及び部品機器試験装置(CTL)による熱水力試験、各種燃料の試作及び照射試験の蓄積による成果を用いている。

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