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中村 秀夫
Proceedings of ANS International Conference on Best Estimate Plus Uncertainties Methods (BEPU 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/00
軽水炉の安全評価にて、システム解析コードを用いて不確かさを考慮した最適評価解析(BEPU)を行うとき、本来目標である高温高圧で多様な形状を有する実機での伝熱流動条件下に生じる事故現象の精確な予測には依然として残されている課題がある。その中で、主に流路サイズと圧力(流体物性)に依存した現象のスケーリングが関与する課題の例を挙げ、Keynote講演での議論に資する。
秋本 肇; 菅原 隆徳
JAEA-Data/Code 2016-008, 87 Pages, 2016/09
JAEA-Data-Code-2016-008.pdf:15.62MB
鉛ビスマス冷却加速器駆動システム(ADS)の基本設計に資するため、定格運転時の熱流動解析を行った。概念設計で得られた機器の性能諸元と寸法を整理し、ADS設計解析コード用入力データを作成した。急峻な半径方向出力分布を有するADSの炉心部分を詳細にモデル化し、炉心内の3次元的な流体混合が炉心冷却に与える影響を評価した。定格運転時の熱流動解析の結果から、(1)定格運転時の最高被覆管表面温度と最高燃料中心温度は設計制限値を下回る。(2)燃料集合体間の冷却材流量配分に対する半径方向出力分布の影響は小さい。急峻な半径方向出力分布がある場合でも炉心加熱区間入口における冷却材流量分布はほぼ平坦である。(3)燃料棒表面における熱伝達率に対する半径方向出力分布の影響は小さい。出力の違いに伴う被覆管表面温度の差異は、主に燃料棒に隣接する冷却材温度の違いにより決定される。(4)蒸気発生器4基における熱水力学的挙動は対称である。また、主循環ポンプ2基における熱水力学的挙動も対称である。ことがわかった。詳細な計算で明らかとなって熱水力学的挙動を踏まえて入力データを簡素化した簡易モデルを作成した。
秋本 肇
JAEA-Data/Code 2014-031, 75 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-031.pdf:37.23MB
鉛ビスマス冷却加速器駆動核変換システム(ADS)の熱設計解析に資するため、軽水炉過渡解析コードJ-TRACをコードの骨組みとして、ADS用熱設計解析コードを整備した。軽水炉, ナトリウム冷却高速炉に対する安全解析及びこれまで行われたADSに対する熱流動解析を対象としてADS用熱設計解析コードに必要な解析機能を摘出した。J-TRACコードに不足する解析機能を追加するため、鉛ビスマス共晶合金(LBE), アルゴンガス, 窒化物燃料の物性値ルーチン並びに液体金属に対する強制対流領域における壁面熱伝達率相関式をJ-TRACコードに組み込んだ。LBE単相流の圧力損失解析、窒化物燃料集合体の熱伝達解析、及び蒸気発生器熱伝達解析を行い、追加した解析機能が所期の通りにJ-TRACコードに組み込めていることを確認した。
稲葉 良知; 西原 哲夫
JAERI-Tech 2005-033, 206 Pages, 2005/07
JAERI-Tech-2005-033.pdf:34.71MB
本報告書では、HTTR水素製造システムにおける火災・爆発事故の解析条件を適切に設定できるように、火災・爆発解析コードシステムP2Aを構成する3つの解析コードPHOENICS, AutoReaGas及びAUTODYNを用いて、漏洩ガスの移流拡散及び爆発解析における噴流の影響,ガス爆発解析における障害物,着火点位置及びメッシュサイズの影響、及び漏洩ガスの移流拡散解析における大気安定度の影響を調べた。また、PHOENICSに大気安定度を考慮するための機能追加、及びPHOENICSとAUTODYN間のインターフェイスの改良について述べた。最後に、これらの感度解析の結果を踏まえ、実規模単一反応管試験装置及びHTTR水素製造システム対象とした可燃性流体の漏洩事故解析を2ケース行った。その結果、今回設定した解析条件下では、漏洩した可燃性ガスが爆発しても、安全上重要な建屋への影響はほとんどないことがわかった。
前田 幸政; 西原 哲夫; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 稲垣 嘉之
JAERI-Data/Code 2005-001, 149 Pages, 2005/03
JAERI-Data-Code-2005-001.pdf:12.66MB
HTTR水素製造システムの特性評価等を行うために、解析コードN-HYPACの開発を行った。本解析コードでは、HTTR水素製造システムの静定状態(通常運転時)及び動的状態(起動,停止及び異常時等の過渡変化時)における熱物質収支(ヘリウムガス,プロセスガス,構造物等の温度分布,ヘリウムガス及びプロセスガスの質量,圧力分布等)及び制御系の特性を解析することが可能である。これまで、中間熱交換器以降の2次ヘリウム系と水素製造システムの解析ができるように整備を行った。本報告書は、動特性解析コードN-HYPACの解析フロー,構成機器のモデル,基本計算方程式,取扱い方法及び試解析についてまとめたものである。
稲葉 良知; 稲垣 嘉之; 林 光二; 須山 和昌*
JAERI-Data/Code 99-009, 93 Pages, 1999/03
JAERI-Data-Code-99-009.pdf:2.74MB
HTTR水素製造システムのモックアップモデルである炉外技術開発試験装置の試験条件設定、特性評価等を行うために、熱物質収支解析コードを作成した。本解析コードでは、試験装置の静的(通常運転時)及び動的(起動、停止及び異常時等の過渡変化時)状態における熱物質収支(反応ガス、ヘリウムガス、構造物等の温度分布、反応ガス及びヘリウムガスの質量、圧力分布等)及び制御系の特性を解析することが可能である。本報告書は、熱物質収支解析コードに関して、コードのモデル化範囲、構成機器のモデル、入力データや実行手順等、その取り扱い方法についてまとめたものである。
竹田 武司; 橘 幸男; 國富 一彦; 板倉 洋文*
JAERI-Data/Code 96-032, 147 Pages, 1996/11
JAERI-Data-Code-96-032.pdf:4.58MB
将来の高温ガス炉(HTGR)の安全性を実証する一段階として、高温工学試験研究炉を用いた安全性実証試験を計画しており、試験の評価、将来HTGRの設計および安全解析を行う上で、プラント動特性解析コードが必要となる。また、オンサイト・シミュレータは、固有のプラントシステムの挙動のみしか解析できない。そのため、以下の特徴を有する新たなHTGR用プラント動特性解析コード'ACCORD'を開発した。(1)炉心の熱容量をモデル化することで、事象発生後数千秒を超えるプラントシステムの挙動が解析できる。(2)プラントシステムを構成する機器毎にパッケージ化し、パッケージの組み替えを行うことで、任意のプラントシステムのプラント動特性が解析できる。(3)機器の伝熱計算、ヘリウム系、加圧水系の流動計算を独立して行えるようにすることで、機器毎の伝熱流動特性について解析できる。ACCORDコードの核計算モデル、伝熱計算モデル、流動計算モデル、制御系モデル、安全保護系モデルを組み合わせた計算モデルの妥当性は、他のプラント動特性解析コードとのクロスチェックを行うことで確認した。
野村 靖; 片倉 純一; 内藤 俶孝; 小室 雄一; 奥野 浩
JAERI 1303, 152 Pages, 1986/11
原研で開発された臨界安全解析コードシステムJACSのうち、KENO-IVモンテカルロ・コードとMGCLデータ・ライブラリーの組合せによる計算の精度を検証するため、1980年以来多種多様な核燃料施設を模擬した臨界実験のデータを用いてベンチマーク計算が実施されてきた。これらの結果は、その都度JAERI-Mレポートその他に発表されてきた。本報告は、これらの計算精度検証に関する成果について、既発表のものを含め、他の結果を追加し、総合的に評価し、まとめたものである。記載した実験体及び計算ケースは、均質単一ユニット体系の17種類502ケース、均質複数ユニット体系8種類331ケース及び非均質体系16種類561ケースに上り、それぞれ実験体系、実験データ及び計算結果について簡明に記述してある。また、実効増倍率計算値にバイアス誤差を生ずる各因子を摘出し、その原因、影響について考察した。
佐藤 一男; 村尾 良夫; 田坂 完二
日本原子力学会誌, 28(10), p.887 - 907, 1986/00
BWRのLOCA時の安全性研究はこの10年間に多くの進展をとげた。BWRの安全性研究はブローダウンからECCS作動後、炉心再冠水に至るシステム挙動の研究に始まり、現行の許認可コードに大きな保守性があること、及びその保守性の原因となる諸現象が明らかにされた。次いで、これらの諸現象を定量的に把握するための分離効果実験が実施され、種々の実験相関式が得られた。これらの成果は安全解析コードの開発と検証に有効に利用され、現在ではBWRはLOCA時に充分な安全余裕があることが明らかとなった。以上の成果を学会誌の解説として寄稿するものである。
石神 努; 渡邉 憲夫; 樋川 道弘*; 金木 弘*; 堀井 英雄*; 佐々木 忍
JAERI-M 83-169, 160 Pages, 1983/11
本報告書は、首尾一貫してフォールト・ツリー解析を実行できる計算コードシステム FTA-J(Fault Tree Analysys-JAERI)に関する使用手引である。原研リスク評価解析室では、公開された計算コード数種を導入し、その整備・改良を行なうと共に、それら計算コードの統合化を進めてきた。統合化に際し、コンポーネントの故障率データ等に関する情報のデータベースと、関連する計算コード間のインターフェイス・ファイルを作成した。本コードシステムでは、一連のフォールト・ツリー解析、即ちミニマル・カット・セットを求める定性的評価、及び頂上事象発生確率に関する点推定計算や不確実さ解析等の定量的評価を連続的にかつ効率よく行なうことができる。
杉本 純; 村尾 良夫
JAERI-M 83-147, 49 Pages, 1983/09
再冠水解析コードREFLA-1Dと多ループシステムモデルを結合して、システム解析コードREFLA-1DSを開発した。本コードにより、総合システム解析コードのための再冠水モデルの検討を行った。REFLA-1DSでは、原研小型再冠水実験に基づいて開発されたREFLA-1D(一次元炉心熱水力モデル+一次系一定流動抵抗モデル)と、原研円筒炉心試験に基づいて開発された多ループシステムモデルとが結合されている。本コードの特徴は、単純なシステムモデルと解法により、高速かつ簡便な再冠水モデルの検証が可能なことである。本コードによる円筒炉心試験解析の結果、圧力容器内各部の水位の計算値は実測値とほぼ良く一致しすること、パラメータ効果に関する傾向も実験と一致すること、またモデル上いくつかの改善すべき点のあることが判明した。
宮崎 則幸; 秋本 敬史*
Nucl.Eng.Des., 76, p.121 - 135, 1983/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.48(Nuclear Science & Technology)抄録なし
中村 秀夫
no journal, ,
軽水炉の安全評価に用いるシステム解析コードの性能評価(V&V)を行う時、対象とする軽水炉の熱水力現象に関するスケーリングの考慮が必要となる。ここでは、V&Vパネルセッションへの話題として、日本原子力学会標準「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン:2015」とOECD/NEAによるScalingに関するState-of-Art Reportの比較から、システム解析コードの備えるべき性能と課題について共通するポイントを、原子力機構が実施してきたOECD/NEA ROSAプロジェクトの例などを引き合いにして指摘し、かつ、軽水炉事故時の現象評価における問題点とCFD解析の役割と課題などを合わせて指摘した。
中村 秀夫
no journal, ,
システム解析コードを用いた軽水炉の安全評価解析では、不確かさを考慮した最適評価(Best Estimate)解析(BEPU)が考えられているが、解析コードの性能確認を行うためのV&V及び不確かさ評価における現象のスケーリングについては、実機条件への外挿性の担保など未解決の部分がある。ここでは、現象のスケーリングが関与する課題の例や今後の方向性について、OECD/NEAが策定したScaling State-of-Artレポートの例を交えて、現在の到達点と今後の課題を提示した。
