Analysis of fuel assemblies inclination due to upper core support plate deflection for reactivity evaluation

吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 上羽 智之; 田中 正暁; 根本 俊行*

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 8 Pages, 2024/03

上部炉心支持板のたわみによる反応度添加の可能性を調べるため、EBR-IIにおける燃料集合体と炉心支持板を含む領域の構造解析と燃料集合体の傾きによる反応度評価を実施した。その結果、低流量時の上部炉心支持板は高流量時に比べて下向きのたわみが大きくなり、燃料集合体の傾きにより正の反応度が入ることが示唆された。

Development of a statistical evaluation method for core hot spot temperature in sodium-cooled fast reactor under natural circulation conditions

堂田 哲広; 井川 健一*; 岩崎 隆*; 村上 諭*; 田中 正暁

Nuclear Engineering and Design, 410, p.112377_1 - 112377_15, 2023/08

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112377

ナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるためには、強制循環設備への交流電源供給が喪失した場合でも、自然循環によって炉心の崩壊熱を除去する必要がある。自然循環条件下では、ナトリウムの流れが浮力によって駆動され、流速と温度分布が互いに影響を与えるため、流れと熱に影響を与える不確かさを決定論的に考慮することで炉心高温点温度を評価することは困難である。そこで、モンテカルロサンプリング法を使用した炉心高温点温度の統計的評価手法を開発し、ループ型ナトリウム冷却高速炉の代表的な3つの自然循環崩壊熱除去事象に適用して、その有効性を実証した。

Validation of feedback reactivity evaluation models for plant dynamics analysis code during unprotected loss of heat sink event in sodium-cooled fast reactors

吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021601_1 - 021601_9, 2023/04

https://doi.org/10.1115/1.4055328

高速炉の固有安全として知られているものの1つとして、炉心が径方向に膨張することにより自動で添加されるフィードバック反応度がある。プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれた炉心支持板反応度評価手法の妥当性確認のため、高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R及びBOP-301試験)のベンチマーク解析を実施し、実測データとの比較から、フィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。

ナトリウム冷却高速炉の設計最適化フレームワークの開発,1; 連成解析制御機能の開発

堂田 哲広; 中峯 由彰*; 井川 健一*; 岩崎 隆*; 村上 諭*; 田中 正暁

計算工学講演会論文集(CD-ROM), 27, 6 Pages, 2022/06

高速炉を含む革新炉のライフサイクルを自動的に最適化する「AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法(ARKADIA)」の開発の一環として、高速炉の概念設計段階の最適化をサポートするARKADIA-Designを開発している。ARKADIA-Designは、3つのシステム(仮想プラントライフシステム(VLS),評価支援・応用システム(EAS),知識管理システム(KMS))で構成され、設計最適化フレームワークが各システムのインターフェースを通じて3つのシステム間の連携を制御する。本稿では、VLSの解析コードを連成する制御機能を備える「VLSインターフェース」の開発状況について報告する。

Corrosion rate of parent and weld materials of F82H and JPCA steels under LBE flow with active oxygen control at 450 and 500 C

菊地 賢司; 鎌田 勤也*; 小野 幹訓*; 北野 照明*; 林 健一*; 大井川 宏之

Journal of Nuclear Materials, 377(1), p.232 - 242, 2008/06

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.02.047

F82HとJPCAの腐食特性を流動鉛ビスマスループ中で調べた。材料は日本のADSビーム窓候補材であり、電子溶接部も含む。高温部の試験温度は最高450と500度で低温部との温度差は100度である。主流の流速は毎秒0.4から0.6mであり、酸素濃度は2から410mass%に制御した。試験片は丸棒型である。試験後、光学,SEM,X線解析,X線回折により腐食被膜の特性を調べた。その結果、ADSのビーム窓を設計する場合の腐食速度は時間に対して線形則が推奨されるという結論を得た。

重金属冷却炉の検討; 平成15年度成果

早船 浩樹; 江沼 康弘; 惣万 芳人; 此村 守; 水野 朋保; 井川 健一*

JNC TN9400 2004-054, 339 Pages, 2004/08

JNC-TN9400-2004-054.pdf:24.71MB

本研究は強制循環方式中型タンク式鉛-ビスマス冷却炉に関して、保守補修性及び耐震性を考慮した原子炉構造概念、蒸気発生器及び主循環ポンプ構造概念の検討を行うとともに、耐震健全性並びに安全性評価などの概念成立性を左右する課題の見通しを確認するための検討を行った。主な検討結果は、以下のとおりである。 (1) 保守補修性を考慮した概念見直し 保守補修性向上の観点から、冷却系機器であるSGは複数基分割型を採用することにより炉容器デッキ上に単独引抜き可能とし、炉容器内機器においてはUIS及び炉心支持構造物も同じく上部に引き抜き可能とした。また、この際に必要となる冷却材ドレン関連の設備の検討を行った。上記で検討した概念について耐震設計成立性の検討を行い、成立性の見通しを得た。 (2) 蒸気発生器構造概念の検討 蒸気発生器(SG)型式は一体貫流方式ヘリカルコイル管型とし、6基に分割してループデッキ上に分散して設置した。SG伝熱管の保守・補修性について、定期検査時のISI実施要領を明確化した。 (3) 耐震性見通しの検討 原子炉容器、炉心支持構造物及び炉内の長尺機器であるUIS、燃料交換機、SG及び主循環ポンプを対象として、耐震性検討を行った。その結果、燃料交換機は、レファレンスS1地震条件下で、その他の機器は強地震条件下で、耐震健全性の見通しが得られた。 (4) 安全評価 炉心流量減少型の全電源喪失事象及び通常の典型的な手動による原子炉トリップ事象に関してプラント過渡特性解析を実施し、炉心を含むプラントの安全性評価のため、炉心流量及び温度過渡変化の把握を行った。この結果、全電源喪失事象において原子炉スクラム以後、炉心は炉心流量コーストダウン特性と崩壊熱除去系起動による自然循環力の立上がり特性から、炉停止直後の短期間において炉心部に逆流現象が発生する事が分かった。本現象は炉心部2次元解析結果により予測された現象であり、今後、本逆流現象の更なる解明とともに、これを回避する手段を構築する必要がある。 (5) 運転温度低下の影響把握 鉛・ビスマス冷却材が燃料被覆管材料に及ぼす腐食現象を回避する手段として、燃料被覆管の最高使用温度を570と設定した場合のプラントヒートバランスの検討を行い、原子炉出口温度が445である低温サイクルプラント条件を選定した。この場合、原子炉容器径及びSG胴径など

IHX/1次Naポンプ合体機器の伝熱管摩耗量評価(1)-ワークレート解析モデルの作成-

木曽原 直之; 井川 健一*

JNC TN9400 2002-019, 81 Pages, 2002/05

JNC-TN9400-2002-019.pdf:2.21MB

実用化戦略調査研究Na冷却FBR(アドバンスト・ループ型炉)において冷却系をコンパクト化するために、中間熱交換器(IHX)と1次系機械式Naポンプを合体し、一つの機器とする方策を採用している、このIHX/ポンプ合体機器は中心軸にポンプ、その周囲にIHX伝熱管が配置された構造となっており、1次NaはIHX伝熱管内を下降し、2次Naは管外をジグザグ流で上昇する。 このため、伝熱管はポンプの回転振動や流力振動によって常時振動することになるが、合体機器の成立性を評価する上で最も重要とされるのは、バッフル板との接触摩耗(フレッティング摩耗)によって生じる伝熱管の減肉量を把握し、プラント寿命中の健全性を確保しておくことである。特にポンプ回転振動が伝熱管摩耗に及ぼす影響については、これまで機器合体の前例があまりなかったこともあり、JNC内で十分な検討が実施されていなかった。このため、ポンプ回転を励振源とした場合の伝熱管のフレッティング摩耗量を評価する解析モデルをFINASを用いて作成し、評価を行った。 解析では、まず合体機器のポンプ軸、隔壁、シュラウド、伝熱管、管板などの振動伝達モデルにより各部の振動振幅や周波数を把握した。次に、これに基いて伝熱管とバッフル板の接触モデルにより各部の振動振幅や周波数を把握した。次に、これに基いて伝熱管とバッフル板の接触モデルにより摺動距離及び接触荷重(ワークレート)を算出し、これと伝熱管材料の摩耗定数から伝熱管摩耗量を求めた。この結果、ポンプ振動が励振源の場合、伝熱管摩耗量は許容値よりも十分に小さい値となっていることがわかった。ただし、振動試験による振動伝達メカニズムの解明や、保守的な条件で解析するための十分なパラメータサーベイなど、今後さらに解析モデルの精度向上や詳細な評価を行う必要がある。

高速実験炉「常陽」運転支援システムの開発 プラント状態予測機能の開発

島田 裕一*; 杉江 嘉彦*; 深見 明弘*; 大山 幸男*; 井川 健一*

PNC TN9440 89-006, 49 Pages, 1989/09

PNC-TN9440-89-006.pdf:1.7MB

高速実験炉「常陽」では,「常陽」及び今後の高速炉の稼働率及び信頼性向上を目的に,計算機による運転支援の高度化として「運転支援システムの開発」を進めている。プラント状態予測はその中の機能の一つであり,安全確保上重要なパラメータを動特性モデルを用いて予測し,運転員に有用なデータとしてCRTに表示するものである。今回「常陽」データ処理装置(JOYDAS)の機能拡張として組み込むまでの検討が終了したため,ここに報告するものである。主要な結果は以下の通りである。1)異常時運転マニュアル等から対象となる事象及び信号を選定した。2)その中から,炉容器Naレベルと崩壊熱を選び,予測モデルを作成した。3)炉容器Naレベルについては,一次主ポンプトリップ時のデータと比校をし妥当性の確認を行った。

EBR-II試験データを用いた自然循環除熱評価手法の妥当性確認解析

堂田 哲広; 井川 健一*; 南 正樹*; 岩崎 隆*; 大平 博昭

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉では、冷却材の沸点と伝熱性能が高いことから原子炉出入口温度差を大きく取れる特徴を活かし、崩壊熱の最終ヒートシンクを空気とした自然循環による崩壊熱除去系の採用が指向されている。本研究では、自然循環時の炉心最高温度評価に必要な評価手法の妥当性確認の一環として、米国EBR-II炉の自然循環試験の解析を行い、実験データとの比較を行い、自然循環崩壊熱除熱時のプラント全体挙動及び燃料集合体内冷却材最高温度を十分な精度で予測できることを確認した。

米国高速実験炉EBR-IIでのULOHS模擬試験を対象としたプラント動特性解析コードの炉心変形反応度モデル高度化検討

吉村 一夫; 堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 田中 正暁

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉では、炉心入口温度の上昇による炉心支持板熱膨張に伴うフィードバック反応度により原子炉出力が低下する固有安全を有しており、その影響を精度良く把握することは、高い安全性を有する炉心の構築に必要となる。本報では、EBR-IIにて実施された炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験を対象に、CFD単体解析で明らかにしたコールドプールの温度成層化を考慮したプラント動特性解析を行うため、コールドプールをCFD領域とした1D-CFD連成解析を実施し、炉心入口温度上昇評価を適正化した。さらに、炉心変形反応度モデルの高度化に資するため、炉心湾曲反応度の簡易モデルを取り込んだ感度解析を実施した。