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論文

Demonstration of under sodium viewer in Monju

相澤 康介; 佐々木 孔英; 近澤 佳隆; 福家 賢*; 神保 昇*

Nuclear Technology, 204(1), p.74 - 82, 2018/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉において、不透明なナトリウム中の検査技術開発が重要である。本稿では、原子炉容器内の障害物を検知するために開発されたナトリウム中可視化装置のもんじゅにおける実証試験の結果を示す。もんじゅでは、原子炉容器内部において超音波センサに正対する位置に反射板を設置している。もんじゅのナトリウム中可視化装置は、障害物の有無による信号強度の変化により、炉心出口上端と炉心上部機構下端の間の障害物を検知する。実証試験では、様々な条件下での基準となる反射信号を蓄積し、SN比が目標値以上確保できることを確認した。また、障害物の有無により、反射信号が明確に異なることを実験的に明らかにし、本ナトリウム中可視化装置は障害物検知に有用であることを示した。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱の評価

宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴

JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB

最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。

論文

Evaluation of feedback reactivity coefficients by inverse kinetics in Monju

北野 彰洋; 中島 健*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1205 - 1210, 2018/04

フィードバック反応度は、高速炉炉心設計において考慮され、特に出力係数が負になることが重要であり、実機運転においても確認することが必須となっている。もんじゅで実施されたフィードバック反応度測定試験では、ゼロ出力臨界状態で正の反応度を投入し、フィードバック反応度により安定状態となるまでのプラントデータを採取した。得られたデータに基づきフィードバック反応度係数の評価が実施されているが、これまでの評価では、臨界点における原子炉出力及び原子炉入口温度に着目した評価手法であったため、1回の試験取得できるデータが2点に限定されていた。既存の臨界点での評価では3回の試験データを使用したため、3日間の期間が必要であった。本研究では、逆動特性を適用し、1回の試験結果でフィードバック反応度を評価する手法を考案し、実機への適用性を確認した。

論文

Irradiation induced reactivity in Monju zero power operation

高野 和也; 丸山 修平; 羽様 平; 宇佐美 晋

Proceedings of Reactor Physics Paving the Way Towards More Efficient Systems (PHYSOR 2018) (USB Flash Drive), p.1725 - 1735, 2018/04

2010年に実施した、もんじゅ炉心確認試験における炉心反応度の照射依存性について評価した。ゼロ出力で実施した炉心確認試験において、$$^{241}$$Puの崩壊に伴う反応度低下以外に、照射量増加に伴う正の反応度増加を確認した。照射依存の反応度増加は炉心確認試験開始から約1ヶ月($$sim$$10$$^{17}$$ fissions/cm$$^{3}$$)でほぼ飽和する。照射依存の反応度増加は、自己照射損傷に伴い蓄積した格子欠陥が炉心起動中の核分裂片照射により回復したことに起因すると仮定すると、運転前にMOX燃料に蓄積した自己照射損傷に伴う格子欠陥の約47%が回復したことに相当する。

論文

A Refined analysis on the power reactivity loss measurement in Monju

谷中 裕; 竹越 淳; 岸本 安史*; 毛利 哲也; 宇佐美 晋

Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.329 - 337, 2017/11

ナトリウム冷却高速炉における出力欠損反応度は燃焼欠損反応度と並び、炉心のPu富化度と制御棒本数を決める重要な設計パラメータとなっている。そのため、1994年から1995年にかけて実施された「もんじゅ」性能試験においても、これら特性値の測定が実施され、解析されてきた。直近の「もんじゅ」性能試験における出力係数測定試験に関する解析例としては、高野の論文がある。高野論文では考慮されていない最新の知見として、炉内温度分布の考慮、結晶拘束効果の考慮、対数平均温度の考慮、炉内膨張詳細化効果、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)の使用、測定値補正の精緻化がある。本研究では、これらの項目を全て考慮して、モデルの詳細化に伴う解析結果への影響を定量的に明らかにした。また、その結果、解析は実験を4.6%過大評価することがわかった。このバイアスについて、各種誤差要因以外の要因として炉心心湾曲効果を考慮した評価を行った結果、測定値と1.1%の差で一致した。これにより、出力上昇に伴う炉心湾曲効果が出力欠損反応度のような解析においては重要な要因である可能性が示唆された。

論文

Validation and applicability of reactor core modeling in a plant dynamics code during station blackout

森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04

長期全交流電源喪失(SBO)のようなシビアアクシデントに対する安全対策は、高速増殖原型炉であるもんじゅにおいても求められており、その検討のためにプラント動特性解析コードの妥当性確認が必要である。これまでに自然循環時に重要な現象となる集合体間熱移行及び炉心冷却材の流量再配分を考慮するために、原子炉全集合体モデルが開発され、試験施設やプラントで実施された自然循環試験に基づき、妥当性確認が実施された。本研究では、もんじゅにおけるSBOの評価を合理的に行うために、同モデルをもんじゅの炉心解析モデルに適用し、熱出力40%タービントリップ試験の解析を実施した。試験結果をよく模擬できており、同モデルの圧力損失モデルが妥当であることを確認した。また、同モデルを用いてSBOの解析を実施した結果、集合体間熱移行及び流量再配分の効果によって集合体出口ナトリウム温度のバラツキが小さくなり、均一な温度となることを確認した。炉心冷却材の最高温度を合理的に評価するためには、両現象を集合体毎に適切にモデル化する必要があり、同モデルの有用性を確認した。

報告書

Verification of alternative dew point hygrometer for CV-LRT in MONJU; Short- and long-term verification for capacitance-type dew point hygrometer (Translated document)

市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*

JAEA-Research 2017-001, 40 Pages, 2017/03

JAEA-Research-2017-001.pdf:5.19MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件:空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい試験規定」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度:$$pm$$2.04$$^{circ}$$C)を長期間にわたり有することを確認した。

報告書

「もんじゅ」の原子炉格納容器全体漏えい率試験に対する代替露点検出器の実証試験

市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*

JAEA-Research 2016-021, 32 Pages, 2017/02

JAEA-Research-2016-021.pdf:5.0MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件: 空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度: $$pm$$2.04$$^{circ}$$C)を長期間にわたり有することを確認した。

論文

Measurement and analysis of feedback reactivity in the Monju restart core

北野 彰洋; 竹越 淳*; 羽様 平

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(7), p.992 - 1008, 2016/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.25(Nuclear Science & Technology)

フィードバック反応度について、原子炉出力に対する反応度係数(K$$_{R}$$)及び原子炉容器入口温度に対する反応度係数(K$$_{IN}$$)による反応度モデルに基づき、測定評価手法を開発した。この方法では、2つの反応度効果を同時に評価することが可能であり、2010年に実施された性能試験に適用した。考えられる誤差を評価し、反応度係数を3%以内の誤差で評価した。炉心内の温度分布を考慮した解析評価も実施した。K$$_{R}$$のC/E値は、誤差範囲内での一致を確認し、K$$_{IN}$$は等温温度係数評価結果と整合する結果であった。また、集合体出口温度については、計算評評価値と実測値が0.2$$^{circ}$$C以内で一致し、温度計算の妥当性が確認された。

論文

Validation of decay heat evaluation method based on FPGS cord for fast reactor spent MOX fuels

宇佐美 晋; 岸本 安史; 谷中 裕; 前田 茂貴

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3263 - 3274, 2016/05

本論文は、高速実験炉「常陽」のMK-II炉心における2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較、及び類似コードのORIGEN2.2による計算結果との比較により、JENDL-4.0ライブラリ等の最新の核データライブラリを用いたFPGS90コードの新たな崩壊熱評価手法の妥当性を確認した結果について述べたものである。また、崩壊熱評価手法の合理的な不確かさ幅を評価して設定した。使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定値は、40日から729日の間の冷却時間で、1445$$pm$$24Wから158$$pm$$9Wの範囲であった。JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90による崩壊熱計算値(C)は、その測定値と計算誤差の範囲内で一致し、そのC/E値は1.01から0.93の範囲であった。また、FPGS90コードは、ORIGEN2.2コードよりも崩壊熱を約3%大きく評価し、ORIGEN2.2コードと比較して崩壊熱C/E値の改善が見られた。さらに、JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90コードによる崩壊熱C/E値は、JENDL-3.2ライブラリベースに比べて改善し、このライブラリの改善効果への反応断面積の寄与は、崩壊データ及び核分裂収率データライブラリの寄与に比べて支配的であることがわかった。

論文

A Scrutinized analysis on the power reactivity loss measurement in Monju

谷中 裕; 岸本 安史; 毛利 哲也; 宇佐美 晋

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.2610 - 2621, 2016/05

ナトリウム冷却高速炉における出力欠損反応度は燃焼欠損反応度と並び、炉心のPu富化度と制御棒本数を決める重要な設計パラメータとなっている。そのため、1994年から1995年にかけて実施された「もんじゅ」性能試験でも、これら特性値の測定が実施され、解析されてきた。直近の「もんじゅ」性能試験における出力係数測定試験に関する解析例としては、高野の論文がある。高野論文では考慮されていない最新の知見として、炉内温度分布の考慮、結晶拘束効果の考慮、対数平均温度の考慮、炉内膨張詳細化効果、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)の使用、測定値補正の精緻化がある。本研究では、これらの項目を全て考慮して、モデルの詳細化に伴う解析結果への影響を定量的に明らかにした。また、その結果、解析は実験を8.1%過大評価することがわかった。このバイアスは、各種誤差要因に基づく差異だけでは説明できなかった。そこで、炉心湾曲効果を考慮した評価を行った結果、2.9%の過大評価に削減された。これにより、出力上昇に伴う炉心湾曲効果が重要な要因である可能性が示唆された。

報告書

もんじゅの1次系配管支持構造物の割ピン欠損に係る原因調査

市川 正一; 川名子 翔; 西尾 竜一; 脇本 文次; 藤村 智史; 小林 孝典; 坂本 勉

JAEA-Review 2015-009, 210 Pages, 2015/07

JAEA-Review-2015-009-01.pdf:60.82MB
JAEA-Review-2015-009-02.pdf:63.6MB
JAEA-Review-2015-009-03.pdf:66.2MB
JAEA-Review-2015-009-04.pdf:62.99MB

平成26年5月に実施した高速増殖原型炉もんじゅの配管支持構造物の点検において、4機の配管支持構造物に接合ピンの抜け止め用割ピンの欠損が確認された。ロッドレストレイントの1機及びコンスタントハンガの1機に関しては割ピンが脱落しており、メカニカル防振器の2機に関しては割ピンが両端とも折損していた。本事象の原因調査の結果、折損した割ピンの破面にディンプルパターンが確認されたことから、破壊形態は延性破壊であることが分かった。外力を接合ピンに負荷することによる割ピンの破断に関する再現試験でも同様の破面形態が得られた。その他の原因究明調査結果も含め、総合的に判断して、接合ピン軸方向に外力が負荷され、割ピンにせん断応力が働き、折損したと考えられる。本報では、本事象に係る原因調査の内容、結果及び再発防止対策を報告するものである。

論文

Performance test of under sodium viewer in Monju

相澤 康介; 富樫 義則; 佐々木 孔英; 近澤 佳隆; 福家 賢*; 神保 昇*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.808 - 816, 2015/05

ナトリウム冷却炉の安全の観点で、不透明なナトリウム中を検査する技術は重要な課題である。もんじゅの原子炉において、障害物を検出するためのナトリウム中可視化装置の開発が実施されてきた。本装置は、もんじゅの炉心に対して、超音波センサーと反射板を対角に設置する。ナトリウム中可視化装置は、炉心出口頂部と炉心上部機構下部の間にある障害物をエコー信号の強度差により検出する。本報告は、出力運転前に実施したもんじゅにおけるナトリウム中可視化装置の性能試験について記述する。試験において、様々な条件下での基本のエコー信号を蓄積し、必要なSN比を満足することを確認した。また、障害物の有無によるエコー信号が大幅に変化することを確認した。これらの実験結果は、開発したナトリウム中可視化装置が炉心出口頂部と炉心上部機構下部の間にある障害物について検出可能な性能を有することを示す。

論文

Validation of core cooling capability analysis in Monju during guillotine pipe break at primary heat transport system

山田 文昭; 有川 晃弘*; 深野 義隆

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

ナトリウム冷却高速炉において低圧である冷却材配管のギロチン破断は物理的に生じないが、高速増殖原型炉もんじゅでは安全評価の一つとして、ギロチン破断を念のために仮想的に設定し、許認可のための評価を行ってきた。本論文では、もんじゅ1次主冷却系配管大口径破損時の炉心冷却能力評価において、評価結果に影響を及ぼす現象について、以下のこれまでの試験データの蓄積を踏まえ、解析評価の妥当性を検証した。(a)炉心流量低下に伴い生じる炉心ナトリウム沸騰に関する試験データ、(b)1次主冷却系循環ポンプトリップ後のフローコーストダウンのもんじゅデータ、(c)燃料被覆管の破損評価に用いるLMP回帰曲線の照射済み燃料被覆管急速加熱バースト試験データ、さらに、原子炉トリップ信号応答時間等のもんじゅ実機データも適用し、炉心冷却能力を最新評価した。その結果、燃料被覆管の破損率は従来評価を上回ることなく、あえて1次主冷却系配管にギロチン破断を仮定したとしても、炉心の大規模な損傷に至らないことを評価した。

論文

Safety requirements expected for the prototype fast breeder reactor "Monju"

齋藤 伸三; 岡本 幸司*; 片岡 勲*; 杉山 憲一郎*; 村松 健*; 一宮 正和*; 近藤 悟; 与能本 泰介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05

Japan Atomic Energy Agency set up "Advisory Committee on Monju Safety Requirements" in order to establish original safety requirements expected to the prototype FBR "Monju" SFRs use sodium as coolant. It is not necessary to increase primary system pressure for power generation because of the high boiling point of sodium (883$$^{circ}$$C at atmospheric pressure) and sodium coolant liquid level can be maintained by guard vessels. It would therefore not result in core uncovering accident in early stage even in the case of a loss of primary coolant accident which could occur in LWRs, and hence forced pressure reduction and coolant injection are not necessary for SFRs. Liquid sodium can be used in the wide temperature range and be cooled by natural circulation. In addition, multiple accident management strategies by manual operation can be applied because temperature increase is generally gradual even under accident conditions and grace period (several to several ten hours) before significant core damage occurs can be achieved due to large heat capacity of sodium in systems. This paper summarizes the above mentioned safety requirements expected to Monju discussed by the committee.

報告書

「もんじゅ」炉心管理に用いる3次元拡散燃焼計算コードHIZERの整備

加藤 慎也; 下本 善彦; 加藤 優子; 北野 彰洋

JAEA-Technology 2014-043, 36 Pages, 2015/02

JAEA-Technology-2014-043.pdf:8.94MB

炉心管理運用コードシステム(以下、「炉心管理システム」という)は、原子炉の管理・運用に必要なデータ管理、解析実行、編集作業を一元的に制御することで業務の効率化を図ることを目的としたシステムである。炉心管理システムは、入力定数作成、核熱特性解析、放射線解析、炉心健全評価、炉心運用解析の5つのモジュールシステムから構成される。これらのうち、核熱特性解析モジュールシステムには、専用に開発した3次元拡散燃焼計算コードHIZER(以下、「HIZER」という)が組み込まれている。HIZERにより、「もんじゅ」の設計仕様、運用計画に特化した核特性解析が可能となり、「もんじゅ」炉心に対して高精度かつ高効率な核特性評価を実施することが可能となっている。本レポートではHIZERの計算方法及びHIZERの計算値の妥当性確認について述べる。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ技術年報; 平成25年度

敦賀本部 高速増殖炉研究開発センター

JAEA-Review 2014-030, 138 Pages, 2014/08

JAEA-Review-2014-030.pdf:71.69MB

高速増殖原型炉もんじゅ(以下「もんじゅ」)は、日常の運転、保守等の経験を通して、我が国の高速増殖炉サイクル技術確立に向けた技術的成果を蓄積してきている。本年報は、平成25年度の「もんじゅ」の主な成果及びプラント管理に関連するデータをまとめたものである。

論文

Performance confirmation of Monju failed fuel detection and location system

諸橋 裕子; 鈴木 敏

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.624 - 630, 2014/04

高速増殖原型炉もんじゅのタギング法破損燃料検出装置は、あらかじめ集合体ごとに特有なタグガス(Kr, Xe)を燃料ピンに封入しておき、燃料破損時に1次アルゴンガス系へ放出されたタグガスを回収、分析し、破損燃料を同定する。設計上希ガス濃縮率200倍以上で同定できるとされており、過去の試験では、希ガス濃度1ppmの試料ガスにて確認している。今回、燃料破損時に想定されるレベルの低濃度ガスにて希ガス濃縮率を確認するとともに、希ガス濃度依存性についても確認した。

論文

Multidimensional thermal-hydraulic analysis on natural circulation behavior in ex-vessel fuel storage tank of MONJU

大野 純; 森 健郎; 素都 益武; 大平 博昭

Proceedings of ASME 2013 International Mechanical Engineering Congress and Exposition (IMECE 2013) (DVD-ROM), 9 Pages, 2013/11

これまで「もんじゅ」の炉外燃料貯蔵槽(EVST)の過酷事故評価は1次元のフローネットワークコードSuper-COPDを用いて行われてきた。しかしEVST内の流体は自然循環によって駆動するため、過酷事故時の内部熱流動を正確に予想することは難しい。そこでEVST内部の熱流動挙動を明らかにし、フローネットワークモデルの適合性を評価するために多次元熱流動解析を実施した。この結果、EVST内の温度及び速度分布に関する多次元性の影響は小さく、上記のフローネットワークモデルの適合性はおおむね十分であることが示された。ただしフローネットワークモデルの回転ラック支持板の流動抵抗や冷却管の伝熱中心高さは、安全解析に対しては適切な範囲で保守的に設定する必要がある。

報告書

炉内中継装置の引抜方策の検討に係る調査について; 「もんじゅ」原子炉容器内構造物の観察

針替 仁; 高木 剛彦; 浜野 知治; 中村 省一; 大場 俊雄; 江橋 政明; 奥田 英一; 木下 知宣

JAEA-Technology 2013-014, 150 Pages, 2013/07

JAEA-Technology-2013-014.pdf:24.38MB

高速増殖原型炉もんじゅにおいて、平成22年8月26日に炉内中継装置(以下「IVTM」という。)本体が原子炉機器輸送ケーシングのグリッパ爪から外れて落下する事象が発生した。その後、IVTM本体の引抜きが「荷重超過」警報の発報により実施できなかったことから、IVTM本体の状況を把握するため、不活性アルゴンガス中にナトリウム蒸気が浮遊する原子炉容器内で観察を行うための観察装置、観察方法等について検討を行い、IVTM本体内側案内管の内面観察とIVTM本体の上部・下部案内管接続部の外面観察を実施することとした。これら観察の結果、案内管接続部で上部案内管下端部が径方向に変形し、燃料出入孔スリーブと干渉することを確認したため、燃料出入孔スリーブと一体で原子炉容器内から引き抜くことを決定した。本報告はIVTM本体を引き抜くために実施した原子炉容器内の観察について、観察装置、観察方法等の検討内容及び結果についてまとめたものである。

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