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村尾 裕之; 谷内 茂康; 太田 和則; 村松 靖之; 中村 武彦; 寺門 義文
UTNL-R-0435, p.15_1 - 15_9, 2004/03
NSRRで台形パルス運転及び合成パルス運転を行う場合は、あらかじめオフラインシミュレーション及びオンラインシミュレーションを行い、目的とする運転パターンの安全性や妥当性を確認する必要がある。これらのシミュレータを用いることによって実際のNSRR炉出力をほぼ模擬することができるが、初期出力上昇時や出力制御運転時において、シミュレーション結果と実運転結果との間に若干の不一致が認められている。このため制御棒の反応度価値及び燃料温度フィードバック係数を再評価し、シミュレータに反映した。その結果、シミュレーション精度を向上させることができ、NSRR台形パルス運転及び合成パルス運転の自由度を向上することができた。
村尾 裕之; 谷内 茂康; 太田 和則; 村松 靖之; 中村 武彦; 寺門 義文
JAERI-Tech 2003-094, 41 Pages, 2004/01
JAERI-Tech-2003-094.pdf:2.26MB
NSRRで台形パルス運転及び合成パルス運転を行う場合は、あらかじめオフラインシミュレーション及びオンラインシミュレーションを行い、目的とする運転パターンの安全性や、妥当性を確認する必要がある。これらのシミュレータを用いることによって実際のNSRR炉出力をほぼ模擬することができるが、初期出力上昇時や出力制御運転時において、シミュレーション結果と実運転結果との間に若干の不一致が認められている。このため、制御棒の反応度価値及び燃料温度フィードバック係数を再評価しシミュレータに反映した。その結果、シミュレーション精度を向上させることができ、NSRRの台形パルス運転及び合成パルス運転の自由度を向上することができた。
中島 健; 山本 俊弘; 三好 慶典
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1162 - 1168, 2002/11
被引用回数：8 パーセンタイル：47.73(Nuclear Science & Technology)核分裂性溶液の核暴走時の平均出力変化を評価するための改良準定常法を開発した。改良前の手法では、反応度の計算に1群理論に基づく臨界方程式を使用している。しかし、1群近似では計算精度が悪く、また、臨界方程式で使用される形状バックリングは複雑な体系に適用できない。そこで、筆者らは、この手法を改良し反応度フィードバック係数を使用する手法とした。改良した手法は、フィードバック係数を算出するために別の計算を行う必要があるが、この手法は複雑な体系に適用可能であり、また、1群近似よりも精度の良い結果が得られる。さらに、沸騰出力を計算する新たな手法を、超臨界実験装置SILENEの実験データを用いて開発した。新たな手法を検証するために、CRAC及びTRACYを用いた超臨界実験の解析を実施した。結果は実験と良い一致を示した。
Wang, S.*; 小関 隆久; Xie, J.*; 林 伸彦
Physics of Plasmas, 9(11), p.4654 - 4663, 2002/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Physics, Fluids & Plasmas)中性粒子ビーム接線入射により生ずるトロイダル周回高速イオンの減速過程を、高速イオン案内中心の有限径方向偏位を考慮し、3つの運動不変量(エネルギー,磁気モーメント,正準トロイダルモーメント)に関する簡約化ドリフト運動論的方程式で記述した。減速過程の方程式に対する、近似した解析解を得た。この解析解により、アスペクト比の大きいトカマクでの、有限の径方向偏位を含んだトロイダル周回高速イオンの減速分布関数を記述できる。
石島 清見; 中村 武彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.229 - 238, 1996/03
被引用回数：7 パーセンタイル：54.35(Nuclear Science & Technology)高燃焼度燃料は反応度事故において、燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用(PCMI)により、脆化した被覆管に破損が生ずる可能性がある。このPCMIは、燃料ペレットの出力暴走による急速な膨張によって生ずる.反応度事故時のPCMI挙動を調べる炉内実験を日本原子力研究所の原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いて行った。実験はPCMIの基本的挙動を理解するため、照射の効果を排除して、まず未照射燃料を用いて行った。作動変圧型伸び計を用いて、大気圧室温条件およびBWRの運転条件を模擬した高温高圧条件での燃料ペレットおよび被覆管の過渡伸びを測定した。また、FRAP-T6コードを用いて燃料棒の過渡挙動の予備解析を行い実験結果の理解を深めた。
B.Basoglu*; 奥野 浩; 山本 俊弘; 野村 靖
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L110 - L119, 1996/00
今回の報告では、新しい計算モデルの開発について述べる。この計算モデルは、燃料溶液の核的暴走の特性について予測する。このモデルでは、一点近似と単純な熱流体モデルを組合せている。外部反応度添加は、体系に対する溶液の流入により引き起こされるとしている。温度、放射線ガス効果、沸騰現象は、それぞれ過渡的熱伝導方程式、一括パラメータエネルギーモデル、単純沸騰モデルを用いて推定した。今回の計算モデルの評価のために、計算結果をCRAC実験の結果と比較した。比較の結果、両者は満足のいく一致が得られた。
神永 雅紀; M.Siman-Tov*; D.K.Felde*; G.L.Yoder*; C.D.West*
Proc. of the 3rd Meeting of the Int. Group on Research Reactors; IGORR-III, p.264 - 272, 1993/00
Advanced Neutron Source(ANS)炉は、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)が設計・建設を進めている熱出力330MW、重水冷却・減速の超高中性子束炉である。炉心は、上下2分割型でアルミニウム被覆の板状燃料684枚で構成され、冷却材流路は狭い垂直矩形流路である。冷却材は、炉心を上向きに25m/sの流速で燃料を冷却する。燃料板表面熱流束は、平均5.9MW/m
、最大で12MW/mである。ANS炉は、これまでの研究炉に比べ熱流束、冷却材流速ともに非常に高く、熱水力設計の限界を把握するのに必要な限界熱流束(CHF)、流動不安定(Flow Excursion:FE)現象に関して、適用可能な実験データが限られている。このため、現在ORNLではANS炉の運転条件を模擬可能なThermal Hydraulic Test Loop(THTL)を用い、CHF相関式及びFE熱流束相関式を開発するためのFE実験及びCHF実験が行われている。本論文では、これまでに行なわれたFE実験及びCHF実験結果について報告する。
岡嶋 成晃; 軍司 康義*; 向山 武彦
JAERI-M 92-031, 81 Pages, 1992/03
アクチノイド消滅処理専焼炉(ABR)の設計研究において、炉心過渡特性解析は安全性の観点から、重要である。そこで、Na冷却酸化物燃料高速炉用炉心過渡挙動解析コード「EXCURS」を、Na冷却金属燃料高速炉に適用できるように改造を行った。改造の妥当性を確認するために、ANLで行ったEBR-IIでの過渡試験解析結果や電中研で行った1000MWe級金属燃料高速炉の過渡特性解析結果と改造「EXCURS」の解析結果とを比較した。その結果、全般的に改造「EXCURS」の解析結果と他の解析結果は良い一致を示し、改造「EXCURS」がLMRやABRの炉心過渡現象を予測するのに使用できることが確認できた。改造「EXCURS」を用いて、Na冷却金属燃料専焼炉(M-ABR)のULOFおよびUTOP解析を実施した。さらに、安全性を検討するために、燃料の熱伝導率やフィードバック反応度係数のATWS解析結果に与える影響について、パラメータサーベイを行った。その結果、フラワリング係数、遅発中性子割合、燃料熱伝導率が燃料最高温度に強く影響することが分かった。
中島 健; 大西 信秋
JAERI-M 85-212, 56 Pages, 1986/01
溶液燃料体系の動特性コードAGNES(Accidentally Generated Nuclear Excursion Simulation code)を開発した。本コードでは反応度フィードバックとして放射線分解ガスポイドの効果を考膚している。本報では放射緑分解ガスポイドモデルの概要とAGNESコードの概要および使用法について述べた。また、溶液燃料を用いた原子炉の過渡実験のベンチマーク計算により、本コードの計算結果が実験結果と良く一致することを示した。
Superconducting Magnet System of the Cluster TestR.S.Kensley*; 吉田 清; 辻 博史; 島本 進
JAERI-M 9696, 17 Pages, 1981/09
本文は原研で行われたクラスター・テスト・コイルの第2回目の実験で測定したアコーステック・エミッション(AE)の結果を記録したものである。クラスター・テスト・コイルは今日迄アコーステック・エミッションの測定の行われた最大の超電導コイルである。AEの振幅と発生率を電流の関数として示した。この電流は三回の定格電流迄の掃引値である。振幅は電流の掃引のくり返しにより減少することが認められた。一方、AEの発生率はくりかえしにより高電流領域では増加することが認められた。振幅が減少し、発生率が増える現象はAEの発生が大きなものから数多くの小さなものに移行していることを示している。
藤城 俊夫; 広瀬 誠; 小林 晋昇; 丹沢 貞光
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(3), p.196 - 205, 1981/00
被引用回数：6 パーセンタイル：62.77(Nuclear Science & Technology)反応度事故条件下の軽水炉燃料の挙動に対する冷却材の流動条件の影響を調べるため、実燃料を用いた炉内実験を実施した。試験燃料としてPWR型燃料を用い、NSRR内で反応度事故時の出力暴走を模擬したパルス照射を行って、破損に至るまでの燃料挙動を観測した。実験は大気圧下で冷却材温度が20
Cから90Cの範囲の条件下で行い、冷却材流速の設定を0.3m/sから1.8m/sまで変え流速の影響を調べた。この結果、反応度事故時の早い出力上昇条件下においても冷却条件が燃料の温度挙動に大きく影響することが判明した。すなわち、冷却材流速が大きい程、また、サブクール度が大きい程、燃料表面での膜沸騰時の熱伝達が向上し、かつ膜沸騰継続時間が短かくなる事、この結果、燃料の破損しきい値が高くなる事が確認された。
C井川 勝市; 小林 紀昭; 岩本 多實
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(10), p.774 - 779, 1978/10
被引用回数：8TRISO粒子の耐熱限界に関する情報を得るため、未照射粒子の炉外加熱実験を行った。裸の粒子を2250-2300Cで20-35分加熱したときに貫通破損が起った。5分加熱の場合には2400Cでも生き残る粒子があった。破損粒子の外観観察から燃料核溶融の形跡を認めた。これはウランとケイ素の反応によって低融点化合物が生成したことを示唆する。破損SiC層をもつ粒子が2130Cの低温でも検出された。2560CではSiC層は完全に消失した。裸の粒子は黒鉛マトリックス中に埋めこんだ粒子より低温で破損することがわかった。PyCのOPTAFおよび粒子の破壊強度に対する加熱の影響についても述べた。
伊勢 武治
JAERI-M 6853, 80 Pages, 1976/12
空間依存動特性計算コ-ドのベンチマ-クおよびコ-ド開発の指針を得る為に、1点近似法及び準静的近似法による数値解法とベンチマ-クテストの現状が調べられ、その評価が成された。1点近似法ではPode型法が安定な数値解を与えるが、より高精度の改良型も有る。マトリックス分解法は直接法への拡張ができると言う点で魅力的な方法である。準静的近似ではIQ法が最良であり、直接法に比べて1桁程少ない計算時間が期待できる。また、精度が高く安定でもある。熱中性子炉に対しても高速炉に対しても適用できるが、特に高速炉に対して良い近似である。2次元拡散に基づく計算コ-ドが、3次元拡散及び2次元輸送に基づくものに比べて、実用性と言う点で最適である。いづれにせよ動特性コ-ドでは静特性計算が必ず伴なうので、この方面の数値解法の開発が切に望まれる。
