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論文

次世代原子炉の開発動向

上出 英樹

火力原子力発電, 71(11), p.638 - 648, 2020/11

次世代原子炉の開発動向について、原子力機構が開発を進めるナトリウム冷却高速炉を中心に、日本の開発方針、SMRを含む世界の開発状況、原子力機構における技術開発の進展を解説する。

論文

最先端の研究開発,日本原子力研究開発機構,4; 今こそ、高速炉の話; 持続性あるエネルギー供給へ

根岸 仁; 上出 英樹; 前田 誠一郎; 中村 博文; 安部 智之

日本原子力学会誌, 62(8), p.438 - 441, 2020/08

「もんじゅ」は2018年4月に廃止措置段階に移行した。わが国初めてのナトリウム炉の廃止措置であり、約30年をかけて進める大事業である。「もんじゅ」では設計や開発,製作,建設および40%出力運転などの50年にわたる活動を通じて膨大で多岐にわたる技術成果を得てきた。これまでに蓄積された知見・技術を決して散逸させることなく、今後の高速炉の実用化に向けた研究開発に確実に活用していくことが必要である。

論文

Development of a fast reactor and related thermal hydraulics studies in Japan

大島 宏之; 上出 英樹

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.2095 - 2107, 2019/08

日本ではシビアアクシデント(CDA)対策を重要な視点としてナトリウム冷却高速炉の開発を行ってきた。安全性強化とCDA対策に関連した研究の近年の進捗として、外部事象の一つである火山噴火のPRA, CDA時の崩壊熱除去に関する模擬試験、CDA時の溶融炉心燃料の挙動を評価する上で重要な、ナトリウムプール中の溶融燃料の分散特性にかかる基礎試験などを実施してきた。本論文では、これらの成果について述べる。

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。

論文

Progress of design and related researches of sodium-cooled fast reactor in Japan

上出 英樹; 阪本 善彦; 久保 重信; 大木 繁夫; 大島 宏之; 神山 健司

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

東日本大震災以降、日本におけるナトリウム冷却高速炉の開発において安全性の強化、特にシビアアクシデント対策が重要な視点となっている。本論文ではこれらの点での設計ならびに研究開発の進捗を報告する。崩壊熱除去系の強化では炉心損傷事故時の対応を含む多様性、信頼性の向上、熱流動評価手法にかかる研究が行われている。炉心損傷事故時の溶融燃料の挙動について、国際協力を含む炉内試験、炉外試験、基盤的研究が行われ、シビアアクシデントの発生防止の観点での炉心設計改良が進んでいる。

論文

Progress of thermal hydraulic evaluation methods and experimental studies on a sodium-cooled fast reactor and its safety in Japan

上出 英樹; 大島 宏之; 堺 公明; 田中 正暁

Nuclear Engineering and Design, 312, p.30 - 41, 2017/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:31.96(Nuclear Science & Technology)

第4世代原子炉システム国際フォーラムにおいて構築されている安全設計基準では、福島第一原子力発電所事故の教訓や革新技術と関連する研究開発成果を取り入れ、第4世代炉としてのナトリウム冷却高速炉の機器、構造、システムの安全設計にかかる基準を具体化している。この活動には多くの熱流動現象の評価が必要とされる。本論文はこの中から4つの現象として集合体熱流動、自然循環崩壊熱除去、炉心崩壊事故、高サイクル熱疲労を取り上げ、熱流動評価手法の進展を解析コードの検証、実験研究と合わせて示す。これらの手法は高速炉で生じ得る様々な熱流動現象の評価に適用できる包括的な評価手法に統合化され、人的資源の発展や熱流動知見の集約にも役立てられることが期待できる。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of advanced sodium-cooled fast reactor; Influence of flow collector of backup CR guide tube

小林 順; 江連 俊樹; 田中 正暁; 上出 英樹

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

原子力機構は先進的なナトリウム冷却大型高速炉(SFR)の設計研究を実施してきた。燃料集合体からの高温のナトリウムは、制御棒チャンネルからの低温のナトリウムとUIS下部において混合する。炉心出口における流体の混合による温度変動はUIS下部における高サイクル熱疲労の原因となる。原子力機構はSFRのUIS下部における有意な温度変動に対する対策について水流動試験を実施してきた。一方、確実な炉停止のために自己作動型炉停止機構(SASS)が後備炉停止系制御棒に設置されている。後備系制御棒案内管にはSASSの信頼性向上のためにフローコレクタと呼ばれる流れの案内構造を有している。フローコレクタはUIS下部における温度変動に影響を与える可能性がある。本研究は、後備系チャンネル周辺の温度変動にフローコクレタが与える影響について調査したものである。

論文

An Experimental study on natural circulation decay heat removal system for a loop type fast reactor

小野 綾子; 上出 英樹; 小林 順; 堂田 哲広; 渡辺 収*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1385 - 1396, 2016/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:47.23(Nuclear Science & Technology)

自然循環方式崩壊熱除去系は全電源喪失時の高速炉における受動的安全性として重要である。日本で設計がすすめられているループ型高速炉の崩壊熱除去系は、DRACSおよびPRACSより構成される。自然循環状態のプラント内熱流動現象を把握することは信頼性の高い完全自然循環方式崩壊熱除去系を開発するために必要である。本研究では、プラントにおける自然循環を考慮した熱流動現象を理解するためにプラント過渡応答試験施設を用いたナトリウム試験を実施した。スクラム過渡を模擬したナトリウム試験はPRACSが自然循環条件でスムーズに起動すること、スクラム後に模擬炉心が安定に冷却されることを示した。さらに、ループの圧力損失係数を変化させた実験からは外乱事象に対するPRACSのロバスト性を示した。

論文

A Study on the thermal-hydraulics in the damaged subassemblies under the operation of decay heat removal system

小野 綾子; 小野島 貴光; 堂田 哲広; 三宅 康洋*; 上出 英樹

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.2183 - 2192, 2016/04

ナトリウム高速冷却炉において崩壊熱を除去するいくつかの補助冷却系が検討されている。そのうちの二つがPRACSとDRACSである。本研究では、炉心溶融を引き起こすようなシビアアクシデントを仮定した状況下においてPRACSとDRACSの適用性を確かめるために、模擬炉心やPRACS, DRACSが備え付けられているプラント過渡応答試験装置を用いてナトリウム試験を実施した。炉心溶融は集合体の入口をバルブで閉止することで模擬した。実験結果は、部分破損および全体破損をした炉心においても長期的に安定した冷却がPRACSやDRACSにより可能であることを示した。

論文

Proposal of benchmark problem of thermal striping phenomena in planar triple parallel jets tests for fundamental code validation in sodium-cooled fast reactor development

小林 順; 田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之; 上出 英樹

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.6664 - 6677, 2015/08

数値シミュレーションは、ナトリウム冷却高速炉の物理現象分析とプラント設計研究において必須のツールと認識されている。数値シミュレーションを使用したプラント設計業務において得られる計算結果の信用性を向上させるため、検証と実証(V&V)の過程は非常に重要であると認識されている。本研究では、原子力機構にて実施された平行平板3噴流の混合現象を、SFR開発におけるサーマルストライピング研究分野のコード検証のためのベンチマーク問題として提案する。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of Japan Sodium-cooled Fast Reactor; Countermeasures for significant temperature fluctuation generation

小林 順; 江連 俊樹; 上出 英樹; 大山 一弘*; 渡辺 収*

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

JSFRではコラム型の炉上部機構(UIS)が原子炉容器の上部プレナムに設置されている。UISの底部板(CIP)において燃料集合体からの高温ナトリウムが、制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合し、高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。我々は、制御棒集合体周辺における熱流動現象の把握やCIPにおける有意な温度変動の対策を得るために、原子炉上部プレナムモデルを使用した水流動試験を実施している。試験装置は原子炉上部プレナムの1/3スケールで60$$^{circ}$$セクタモデルである。実験によって、燃料集合体のハンドリングヘッドとCIP間の流体温度変動の特徴が計測され、流体の混合によって発生する有意な温度変動への対策が、ハンドリングヘッド出口からCIP下部表面との距離によって受ける影響について議論される。

論文

Sodium experiments on natural circulation decay heat removal and 3D simulation of plenum thermal hydraulics

上出 英樹; 小野 綾子; 木村 暢之; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13), Companion CD (CD-ROM), 11 Pages, 2015/04

自然循環による崩壊熱除去は長期の全電源喪失時など高速炉の安全性評価において重要な特性である。ここでは7集合体炉心モデルを有するナトリウム試験装置を用い、自然循環時の炉心部熱流動現象並びに崩壊熱除去系における自然循環特性を明らかにした。炉心部では集合体間ギャップ部を通る自然対流(インターラッパーフロー)の顕著な除熱効果を確認するとともに、長期崩壊熱除去における空気冷却器の低温条件下での自然循環特性を明らかにした。また、崩壊熱除去系熱交換器の自然循環時の3次元熱流動現象(温度成層化やバイパスフロー)について3次元解析手法の適用性を実験との比較により示した。

論文

Development of transfer pot for JSFR ex-vessel fuel handling

平田 慎吾; 近澤 佳隆; 加藤 篤志; 宇都 成昭; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)では、システム簡素化のための燃料取扱系の開発を進めている。炉外燃料取扱については、燃料交換時間を短縮し稼働率を向上するために、コンパクト化原子炉容器に適合した燃料集合体を2体同時に移送できる2集合体移送ポットを開発している。燃料集合体2体同時移送において、移送系の故障等に対しても収納した燃料を制限温度内に抑え除熱成立性を確認するための試験及び解析研究について示す。

論文

Sodium experiments of buoyancy-driven penetration flow into low-power subassemblies in a sodium-cooled fast reactor during natural circulation decay heat removal

上出 英樹; 小林 順; 林 謙二

Nuclear Technology, 175(3), p.628 - 640, 2011/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.54(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の自然循環による崩壊熱除去機能を評価するうえで、特に炉内浸漬型の冷却器(DHX)を用いる場合、原子炉容器内の熱流動現象の評価が重要となる。DHXが作動し低温のナトリウムが炉容器上部プレナムに供給されると、高温の炉心との温度差による浮力のために特に低流速の集合体の内部に、低温ナトリウムが部分的に逆流することが考えられる。本研究ではこのような逆流現象についてナトリウム試験を行い、その発生条件を流速と温度差をパラメータとして求めた。その結果、実機で想定される条件で、このような逆流現象は集合体の上部遮蔽体内にとどまることを明らかにした。

論文

Sodium experiment on fully natural circulation systems for decay heat removal in Japan sodium-cooled fast reactor

上出 英樹; 小林 順; 小野 綾子; 木村 暢之; 渡辺 収*

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 16 Pages, 2011/09

ナトリウム冷却高速炉の実用化に向けて、完全自然循環方式崩壊熱除去システムに関する研究開発を進めている。本報告では、中間熱交換器に挿入する形式の崩壊熱除去系(PRACS)冷却器の伝熱特性並びにループの流動抵抗係数をパラメータとした自然循環過渡特性に関するナトリウム試験を実施した結果を示す。1次系並びに崩壊熱除去系の流動抵抗係数は、温度差と流量が補償し合うことで自然循環に与える影響が限定的となることを実験的に明らかにした。

論文

Sodium experiments on decay heat removal system of Japan sodium cooled fast reactor; Start-up transient of decay heat removal system

上出 英樹; 小林 順; 小野 綾子; 木村 暢之; 宮越 博幸; 渡辺 収*

Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/11

大型ナトリウム冷却高速炉の実用化を目指し、完全自然循環方式の崩壊熱除去システムに関する研究開発を進めている。本報告では、これまでに設計例の少ない中間熱交換器に挿入する形式の崩壊熱除去用冷却器(PRACS熱交換器)の伝熱特性並びに1次冷却系と崩壊熱除去系の自然循環に関するナトリウム試験を実施した結果を示す。試験では、PRACS熱交換器の熱伝達率を求めるとともに、すべての系統が自然循環となる崩壊熱除去系の2次側ナトリウム系統、空気冷却器空気側の待機運転から起動時のスムーズな自然循環流量の立ち上がりを確認した。

論文

大型ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の自然循環崩壊熱除去に関する試験研究

上出 英樹; 宮越 博幸; 渡辺 収*; 江口 譲*; 古賀 智成*

日本機械学会論文集,B, 76(763), p.460 - 462, 2010/03

大型ナトリウム冷却高速炉の実用化を目指し、完全自然循環方式の崩壊熱除去システムについて、試験と解析を組合せた研究開発を進めている。試験では1次主冷却系の自然循環に関する縮尺水試験,崩壊熱除去系と中間熱交換器に挿入する崩壊熱除去用冷却器の自然循環と伝熱特性に関する部分モデルナトリウム試験を実施している。ナトリウム試験では、すべての系統が自然循環となる崩壊熱除去系の2次側ナトリウム系統、空気冷却器空気側の待機運転から起動時のスムーズな自然循環流量の立ち上がりを確認した。

論文

Sodium experiments of buoyancy driven penetration flow into low power subassemblies in a sodium cooled fast reactor during natural circulation decay heat removal

上出 英樹; 小林 順; 林 謙二

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 17 Pages, 2009/09

ナトリウム冷却高速炉の自然循環による崩壊熱除去機能を評価するうえで、特に炉内浸漬型の冷却器(DHX)を用いる場合、原子炉容器内の熱流動現象の評価が重要となる。DHXが作動し低温のナトリウムが炉容器上部プレナムに供給されると、高温の炉心との温度差による浮力のために特に低流速の集合体の内部に、低温ナトリウムが部分的に逆流することが考えられる。本研究ではこのような逆流現象についてナトリウム試験を行い、その発生条件を流速と温度差をパラメータとして求めた。その結果、実機で想定される条件で、このような部分的な逆流現象は集合体の上部遮蔽体内にとどまることを明らかにした。

論文

大型ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の自然循環崩壊熱除去に関する試験研究

上出 英樹; 宮越 博幸; 渡辺 収*; 江口 譲*; 古賀 智成*

第14回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.427 - 428, 2009/06

大型ナトリウム冷却高速炉の実用化を目指し、完全自然循環方式の崩壊熱除去システムについて、試験と解析を組合せた研究開発を進めている。試験では1次主冷却系の自然循環に関する縮尺水試験,崩壊熱除去系と中間熱交換器に挿入する崩壊熱除去用冷却器の自然循環と伝熱特性に関する部分モデルナトリウム試験を実施している。ここでは、ナトリウム試験の成果を中心に、すべての系統が自然循環となる崩壊熱除去系の2次側ナトリウム系統,空気冷却器空気側の待機運転から起動時の過渡特性,熱交換器の伝熱特性など、試験結果を報告する。

口頭

新型炉の性能・安全性研究における解析モデル及び試験のスケーリング,1; 高速炉の炉心・機器の熱流動及び安全性

上出 英樹

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の自然循環による崩壊熱除去について、試験により現象を把握し、解析手法を検証して実機での予測を行う際の、試験装置のモデル化の考え方をまとめた。実流体であるNaを使った試験では、実機縮尺でないとすべての相似則を合わせられないことから、熱交換が重要なる現象ではNa試験を、それ以外では、熱伝導率が大きく異なる点を逆に利用して水を作動流体とした試験を組合せることで、対象とする現象に合わせて、試験を行うことが可能である。

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