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堂田 哲広; 吉村 一夫; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 上羽 智之; 田中 正暁
Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 3 Pages, 2022/09
ARKADIA-Designは、概念設計段階にあるナトリウム冷却高速炉の最適化を支援するために開発されている。設計最適化には、様々な設計オプションを効率的に評価する1次元プラント動特性解析や、マルチフィジックスを含む局所現象を詳細に評価する多次元解析など、様々な数値解析が必要である。ARKADIA-Designは、解析コードを連携させ、意図した解像度で現象を再現するマルチレベルシミュレーション(MLS)手法に基づき、プラント全体の解析を行う。本論文では、ARKADIA-DesignのMLSにおける連成解析手法の概要と、連成解析手法を用いた高速増殖実験炉EBR-II試験の数値シミュレーションを紹介する。
堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 菊地 紀宏; 田中 正暁
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
ナトリウム冷却高速炉の従来の設計研究では、プラント全体挙動を簡易モデルで、着目する局所現象を詳細モデルでそれぞれ評価し、境界条件の設定により個々の解析に保守性を持たせて相互作用を考慮していた。このため、最終的に得られる解析結果には過度な保守性が含まれる可能性があった。そこで、原子力機構では、詳細解析コードをプラント動特性解析コードと連成させるマルチレベルシミュレーションシステムの開発に着手した。強制循環から自然循環へのプラント過渡時の炉心熱流動現象に着目し、プラント動特性解析コードSuper-COPDとサブチャンネル解析コードASFREを用いた連成解析手法を開発した。EBR-IIの試験の解析を実施し、連成解析の妥当性を確認した。解析結果と測定データの比較から、連成解析により燃料集合体内温度分布の過渡変化を予測できること、及び過渡時の炉心熱流動に対して解析モデルの詳細度を変えたマルチレベルシミュレーションが実施可能であることを確認した。
浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 鍋島 邦彦; 小野 綾子; 大島 宏之
日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00431_1 - 16-00431_11, 2017/04
日本原子力研究開発機構では、ナトリウム冷却高速炉の設計及び安全評価用の解析手法の1つとしてプラント動特性解析コードSuper-COPDを開発している。本研究では、自然循環時の炉心内ナトリウム温度分布の予測精度を向上させるため、燃料集合体内摩擦損失係数導出方法の見直しを行った。本解析コードの妥当性確認の一環として、ナトリウム試験装置PLANDTLを用いた自然循環崩壊熱除去運転模擬試験の解析を実施したところ、炉心内ナトリウム温度分布の解析結果は試験結果とよく一致した。これにより、本解析コードが自然循環時の主要な炉心内熱流動現象である燃料集合体内/間の流量再配分、集合体間熱移行を適切に再現できることを示した。
高田 孝; 東 恵美子*
Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10
プラント状態の定量化を含めた総合的なリスク評価を行うことを目的に、連続マルコフ過程モンテカルロ法と動特性解析をカップリングした新たな手法を開発した。本論文では、開発した手法の適用性評価として、竜巻および強風ハザードにおけるループ型ナトリウム冷却高速炉プラントの安全性評価を実施した。その結果、本手法の適用性を確認するとともに、低頻度事象への適用として、重み付けを用いることで比較的少ないサンプル数で評価が可能な見通しを得た。
阿部 仁; 田代 信介; 三好 慶典
日本原子力学会和文論文誌, 6(1), p.10 - 21, 2007/03
施設の安全性を総合的に確認するためには、万が一臨界事故が発生したと仮定した場合の環境影響を定量的に評価することが重要であり、そのためには事故時の印加反応度や反応度添加速度を現実的に模擬し総核分裂数や出力の時間履歴等を解析・評価するための基礎データ及び手法の整備が必要である。計画されているMOX燃料加工施設のMOX粉末調整工程では、密度調整等のためにMOX粉末に対してステアリン酸亜鉛が添加される。ステアリン酸亜鉛は中性子減速効果を有するため、誤操作等によって過剰に添加された場合には、MOX燃料の臨界特性に影響を与える可能性がある。ステアリン酸亜鉛の過剰添加によって、万が一、臨界事象が引き起こされた場合には、ステアリン酸亜鉛は、加熱されて融解や熱分解等の物理・化学的変化を受ける。これらの変化はMOX燃料の核的な動特性に対して影響を及ぼす。また、熱分解によるステアリン酸亜鉛の消費は、臨界事象の停止機構の一つとなりえるものと考えられる。本報では幾つかの熱分析装置を用いてステアリン酸亜鉛の吸発熱特性データ及び熱分解ガス発生特性データを取得するとともに、これらを適用した事故時のステアリン酸亜鉛の熱分解特性評価モデルの検討を行った。
not registered
JNC TN4400 2000-002, 33 Pages, 2000/06
JNC-TN4400-2000-002.pdf:5.22MB
オンサイトプラントアナライザは、原子力プラントの非定常運用や事故発生時に、生起する事象の詳細解析を支援する計算機応用システムとして提案されている。同アナライザは、動特性解析コードを内在し、プラントの事象解析を短時間で効率よく実施できる解析支援システムである。このようなオンサイトプラントアナライザにおける開発要素は、解析モデル構築機能およびプラントデータ取得機能である。また、現在の解析コードにこれらの機能を付加することは、もんじゅのプラント動特性解析作業全般の効率化にもつながる。そこで、主として、「もんじゅ」性能試験時のプラント動特性解析作業を支援することに目的を絞り、これらのプラントアナライザの基本機能を開発した。システムでは、もんじゅの安全評価などに使用されたFBR動特性解析コードCOPDを発展させたSUPER-COPDを動特性解析実行部分に採用した。モデル構築においては、GUI(グラフィカルユーザインタフェース)画面上で機器に対応したアイコンを操作し、解析モデルをそのまま構築できるようにするなど、操作を全てGUIにより行えるようにした。また、「もんじゅ」プラントデータ収録システムからプラントデータをオンラインでリアルタイムに直接取り込む機能を設けた。取り込んだプラントデータは、解析時に境界条件としてプロセス量を格納する
寺田 敦彦*; 神永 雅紀; 木下 秀孝; 日野 竜太郎; 内田 博幸*; 安保 則明*
JAERI-Tech 99-073, p.42 - 0, 1999/11
原研では、中性子科学研究計画の下で、大強度陽子加速器(ビーム出力5MW)による中性子散乱施設の建設を計画している。本施設の核破砕中性子源となる水銀ターゲットについては、ターゲット材となる水銀による構造材のエロージョン低減と局所的な高温領域の抑制等の工学的課題が懸案となっている。そこで、これらの課題を改善するための構造概念として案内羽根を用いるクロスフロー方式のターゲット構造を提案し、内部流動特性の解析評価を行った。その結果、ターゲット先端部のビーム窓方向に対して案内羽根を延長し、また、補助羽根を設置することなどの方策で、発熱密度に応じた水銀の流量配分を実現できる目処を得た。この成果をもとにして、水流動条件下で解析結果を検証し、ブレード構造の有効性を確認するため、アクリル製の水銀ターゲットモデルを製作した。
大島 宏之; 堺 公明; 永田 武光; 山口 彰; 西 義久*; 植田 伸幸*; 木下 泉*
JNC TN9400 2000-077, 223 Pages, 1999/05
JNC-TN9400-2000-077.pdf:6.24MB
実用化戦略調査研究PhaseIの一環として、各種炉型における崩壊熱除去性能評価、炉心・燃料体熱流動評価、および伝熱流動相関式の調査を実施している。本報告書はこれらについて平成11年度の成果をまとめたものである。崩壊熱除去性能評価については電力中央研究所との共同研究として実施し、プラント動特性解析によりナトリウム冷却炉炉壁冷却系(RVACS)の除熱性能に対する各種設計パラメータの影響を把握するとともに、除熱限界の予備評価によりその適用上限を電気出力50万
60万kW程度と推定した。また、ガス冷却炉および重金属冷却炉(鉛、鉛-ビスマス)用の動特性解析手法の整備を行うとともに、仮想プラントを対象として予備解析を実施し、定性的な過渡特性を把握した。さらに各プラントの自然循環力比較のための無次元数を導出した。炉心・燃料体熱流動評価においては、重金属冷却炉やガス冷却炉のピン型燃料集合体、ヘリウムガス冷却炉の被覆粒子燃料体、ダクトレス炉心に対応する熱流動解析手法の整備を行った。また、予備解析として、鉛冷却炉とナトリウム冷却炉の燃料集合体内熱流力特性の比較、炭酸ガス・ヘリウムガス冷却炉の燃料体内熱流力特性の把握、およびナトリウム冷却炉における内部ダクト付燃料集合体内熱流力特性の把握を行った。伝熱流動相関式の調査では、ガス冷却炉、重金属冷却炉に対して、主に炉心・燃料体の熱流動評価の際に必要となる圧力損失相関式や熱伝達相関式を、文献をベースに調査、比較検討を実施し、信頼性と利用しやすさの観点から層流領域から乱流領域までをカバーできる相関式群を推奨した。また、同時に詳細設計への適用には信頼性が不十分と思われるものを、今後データを充足すべき課題として摘出した。
飯田 浩正; 石坂 雄一*; Y-C.Kim*; 山口 兆一*
Nuclear Technology, 107, p.38 - 48, 1994/07
被引用回数：10 パーセンタイル：66.21(Nuclear Science & Technology)DRXは原子力エネルギーの特殊性を活かして海中動力源として使う小さな原子炉である。近未来の適用としては、深海科学調査船用動力源が考えられる。その為に150kW電気出力の設計を実施した。それは、原子炉容器に蒸気発生器を内蔵する一体型PWRであり、耐圧かく内に原子炉容器、タービン、発電機をも内蔵したコンパクトな発電プラントである。運転操作の容易性と高度の受動的安全性を兼ね備えている。負荷追従、起動、事故を含む過渡解析を実施し、要求仕様を満足する固有の特性を有することを確認した。
横林 正雄; 吉田 一雄; 藤木 和男
JAERI-M 89-070, 88 Pages, 1989/06
BWRDYNコードはBWRプラントの動特性解析を目的に開発されたもので、運転モードの変更や機器の故障等小幅から大幅な外乱までを計算対象としている。本コードの主要な解析モデルについては、既に実炉の実測データを用いた検証が行われてその妥当性が確認されている。その後さらに、タービン・復水器系に起因する外乱が原子炉に及ばず効果についても解析可能となった。本報告書はBWRDYNコードの解析モデルの概要及びコードの使用法について説明したものである。
島崎 潤也; 篠原 慶邦
JAERI-M 82-180, 26 Pages, 1982/11
原子炉プラントの制御系設計と特性評価を効率的に行うために、計算機を利用した対話型設計システムを開発した。この種の設計方法は通常、制御系のためのCAD(Computer Aided Design)と呼ばれ、現在開発研究が盛んに進められている分野である。今回開発したCADシステムVersion1は動特性の記述、シミュレーション、対話型システム、データ管理システムに特徴がある。原子炉プラントの動特性モデルはサブシステム、制御系、外部入力に分けてCADシステムに入力し、全体系はそれらの結合を定める入力データにより作成される。こうすることによって制御系の方式設計作業が能率的に行える。本報告ではこの制御系のCADシステムVersion1の概要を述べ、さらに原子炉プラントへの適用としてBWRの圧力制御系評価と多目的高温ガス実験炉の動特性計算の例を述べた。
横林 正雄
JAERI-M 82-064, 61 Pages, 1982/06
本報告書はPWRプラントの動特性解析コードPWRDYNの解析モデルと計算例について述べたものである。本解析コード開発の目的は、運転モードの変更時の過渡解析、制御系統の特性の評価等比較的小幅な外乱に対する過渡応答の評価解析に用いることである。本解析コードの特徴は(1)主冷却ループは一ループで代表させる(2)一次冷却水の沸騰はないとする(3)蒸気発生器二次側のモデルは加熱管領域を一次元で取扱い、二次冷却水の自然循環流量は連続として取扱う(4)主要な制御系は取入れている。の4つである。本解析コードを用いてRETRANコードと小幅変動について計算結果を比較したところ良好な結果が得られた。また計算時間が実時間の約1/7と短いところ等を考慮して十分実用性のあることが確認された。
木下 正弘; 成瀬 雄二
JAERI-M 9657, 13 Pages, 1981/08
水素同位体分離用深冷蒸留塔の厳密な動特性解析を行うのに先立ち、解析に必要なモデル式の導出を行った。モデルは、各成分間の蒸発潜熱の相違、トリチウムの崩壊熱、塔壁を通しての熱移動、圧力損失、溶液の非理想性、多段フィード及び多段サイドカットなどのあらゆるファクターを考慮しており、液ホールドアップをも可変として取り扱うものである。
臼井 甫積; 工藤 和彦*
JAERI-M 8974, 49 Pages, 1980/07
多目的高温ガス実験炉の基本概念設計にもとづいて、中間熱交換器までを含む原子炉1次系2ループの動特性シミュレータを開発した。シミュレーションには原子炉炉心部と中間熱交換器について1次元空間分布定数モデルを採用し、それをハイブリッド計算機においてCSDT法を用いて計算している。本報告書においては、採用した数式モデル、ハイブリッド・シミュレータの構成、基本的な動特性のシミュレーションの例について述べた。
横林 正雄; 石塚 信; 岸 昭正*; 若林 義宗*
JAERI-M 8010, 121 Pages, 1978/12
JPDYN-IVはJPDR-IIの動特性解析のために開発されたもので、通常運転時に発生する可能性のある小幅から大幅まで全ての外乱に対するプラントの応答特性を計算対象としている。本計算コードの特徴は下記の通りである。i)ボイドマップ方式により冷却材ボイド分布の炉特性に与える効果を考慮している。ii)原子炉内を多領域に分割し、滞留水領域の圧力変化に及ぼす影響を考慮している。iii)数値計算において安定した解を得られるように、各領域の出入口流量の関係を代数方程式で表現し解析解を得る方式を採用している。以上の特徴を有する本計算コードを用いて行った計算結果とJPDR-II出力上昇試験結果(50%出力まで)とを比較した。その結果、小幅変動については極めてよい一致を得ている。大幅変動についてはチータ数が少いためにまだ結論を得るに至っていないが得られたデータの範囲では良い一致を得ている。
井筒 定幸*; 平川 直弘
JAERI-M 7067, 61 Pages, 1977/04
2次元の時間依存拡散方程式の汎関数から導かれた連続シンセシスを対象とする空間時間シンセシスコードと時間シンセシスコードを作成した。前者のコードに行列分解法を用いることにより、問題が非常に有効に解けることが分かった。この報告では、基礎方程式から行列方程式を導出する過程を解説し、次にコードの使用法を説明する。そして最後に、コードを高速炉モデル(国際ベンチマーク問題)に適用して、他の機関の結果と比較することによりコードの有効性を検討する。
尾熊 律雄; 藤井 義雄; 渡辺 光一
JAERI-M 6897, 114 Pages, 1977/01
本報告書はプラントの動特性の同定、解析のための計算コード(DYSAC、DYnamic System Analysis Code)を広く利用者に供するためにその機能と使用法を、若干の使用結果例を交えてまとめたものである。この計算コ-ドは稼動しているシステムで得られる時系列データを用いて多次元線型モデルを同定し、このモデルによってシステム動特性を解析するためのもので、ステップ応答、周波数応答、スペクトル解析およびノイズ解析の各計算プログラムが含まれている。この解析コ-ドでは、大量の実験データを解析する際に生ずる入出力データ処理の煩雑さを無くし、かつ見通し良く解析を進めることができる様に、ハイブリッド計算機の機能および端末装置を有効に利用した種々の工夫がなされている。
村主 進; 石川 迪夫
原子力工業, 20(9), p.51 - 56, 1974/09
即発臨界以上になると暴走出力を発生するが、暴走出力の上昇速度およびこのとき作用する自己抑制効果について説明した。また反応度事故解析について、断熱点状動特性解析モデル、核熱水力結合動特性モデル
2ついて述べ、これらの解析結果と実験値との比較検討を行なった。また破壊力解析モデルについても述べた。
萬金 修一
JAERI-M 5336, 83 Pages, 1973/07
OWL-OはJMTRに設置されている炉外沸騰水ループであるが、今回計算機制御による運転自動化が試みられた。本報告は計算機制御方式設計のために行った同ルーブの動特性解析と実験についての報告であり、内容は数学モデルの作成、固有動特性、制御特性、実験結果との比較などである。またこれらの多変数系に対して線形一点近似モデルがどの程度実際のブランド特性を表わしているかについての検討も加えた。
石川 迪夫; 久家 靖史; 上林 有一郎; 竹内 栄次*; 大西 信秋; 八田 洋*
JAERI 1201, 53 Pages, 1971/01
本報告書では、軽水型動力炉(PWR、BWR)についての事故につながるような急激な過渡現象の解析を、核熱水結合動特性解析コードEUREKAを用いてパラメトリックにおこない、実験と対比されることによって、炉出力、冷却材温度、流量およびボイドなどがもつ過渡出力への影響を整理し解明した。EUREKAコードによるspert-III、E型炉心の解析結果は、全ての範囲で実験結果と実験誤差の範囲内で極めてよく一致し、EUREKAコードの妥当性が明確となった。同時に、断熱点状動特性モデルによる解析との比較をおこない、熱的フィードバックのもつ効果が過渡出力変化におよぼす影響を明確にした。これらの解析結果から熱的フィードバックのもつ効果が重要な意味をもつことが示されたので、冷却材温度、出力、流速、温度係数、および出力分布など熱的フィードバックに大きな影響をもつ因子についての解析をパラメトリックにおこない、これらの過渡出力におよぼす挙動を明らかにした。
