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論文

Analysis on lift-off experiment in Halden reactor by FEMAXI-6 code

鈴木 元衛; 草ヶ谷 和幸*; 斎藤 裕明*; 更田 豊志

Journal of Nuclear Materials, 335(3), p.417 - 424, 2004/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:35.12(Materials Science, Multidisciplinary)

燃料解析コードFEMAXI-6により、ハルデン炉でのリフトオフ実験を、測定された詳細な試験条件を用いて解析した。燃料棒内部の過圧による被覆管のクリープアウトの影響を分析するために、二種の仮定に基づいて計算した燃料中心温度が実測値と比較した。仮定(1)は、過圧による被覆管のクリープアウト期間中、ペレット-被覆管のボンディング層を通した高い熱伝達が維持される仮定、仮定(2)は、被覆管のクリープアウトによってボンディング層が破壊される仮定である。実測された中心温度上昇は、仮定(1)の計算結果より数十度高いが、この差は仮定(2)に基づく計算結果よりはるかに小さい。したがって、実測された中心温度上昇は、被覆管のクリープアウトにより引き起こされたペレット片の不規則な再リロケーションなどによる実効的熱伝達低下に起因すると考えることが適当である。

報告書

BWR燃料及び模擬燃料の熱容量及び熱的時定数の比較

井口 正

JAERI-Research 2000-050, 107 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-050.pdf:4.29MB

BWR燃料と模擬燃料の伝熱特性、特に熱容量及び熱的時定数を検討した。BWR燃料からの単位長さあたりの熱容量cp $$rho$$ A(kJ/mK)は、300$$^{circ}C$$から800$$^{circ}C$$の範囲では、0.34kJ/mKから0.36kJ/mKの範囲にあると見積もられる。模擬燃料の熱容量は、製作上のばらつきの影響、高さ位置の違いの影響は小さく、温度が高いほど大きい。異常時炉心伝熱試験の模擬燃料の熱容量は、600Kで約0.38kJ/mKとなり、この値は実機平均値(0.35kJ/mK)の+9%である。一方、核熱結合試験の模擬燃料の熱容量は、600Kで約0.42kJ/mKとなり、この値は実機平均値の+20%である。熱的時定数は、表面熱伝達率、熱拡散率、ギャップコンダクタンスに関係する。表面熱伝達率が小さい場合、表面熱伝達が伝熱を支配し、熱的時定数は表面熱伝達率に関係する。表面熱伝達率が大きい場合、内部熱伝導が伝熱を支配し、熱的時定数は熱拡散率に関係する。前者の場合、1点近似モデルが成立し、時定数は表面熱伝達率に反比例する。この場合、表面熱伝達率が1kW/m$$^{2}$$Kのとき、BWR燃料、模擬燃料の熱的時定数はそれぞれ約10s、約13sと見積もられた。一方、後者の場合、時定数は表面熱伝達率にかかわらず、熱拡散率に逆比例する一定値に漸近する。この場合、BWR燃料では約5s、模擬燃料では1s以下と見積もられた。ギャップコンダクタンスが小さくなると、ギャップ部の伝熱が支配的になり、この場合熱的時定数はギャップコンダクタンスに関係する。

報告書

Light water reactor fuel analysis code FEMAXI-V(Ver.1)

鈴木 元衛

JAERI-Data/Code 2000-030, 280 Pages, 2000/09

JAERI-Data-Code-2000-030.pdf:11.06MB

FEMAXI-Vは軽水炉燃料のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-IV(Ver.2)と高燃料燃料解析コードEXBURN-Iを統合し、多くの機能の追加、改良を実施したバージョンである。本報告は、FEMAXI-Vの設計思想、基本理論と構造、モデルと数値解法、採用した物性値を詳述したものである。FEMAXI-Vでは、高燃焼度対応、過渡沸騰解析、そのほかの拡張と改良がなされた。本報告ではまた、コードの有効かつ広範な利用を可能となるため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。

報告書

Light water reactor fuel analysis code FEMAXI-IV, 2; Detailed structure and user's manual

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*

JAERI-Data/Code 97-043, 235 Pages, 1997/11

JAERI-Data-Code-97-043.pdf:5.84MB

FEMAXI-IVは、軽水炉燃料のふるまい解析コードとして前バージョンFEMAXI-IIIに多くの追加・改良を施した拡張バージョンである。本報告は、FEMAXI-IVの最初のバージョンを改良したVer.2について、基本理論と構造、モデルと数値解析、採用した物性値を詳述したものである。FEMAXI-IV(Ver.2)では、バグフィックスがされ、ペレット熱伝導率の更新及び熱応力によるFPガス放出抑制モデルの追加がなされた。さらに、本コードの有効かつ広範な利用を可能とするために、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。

論文

Effect of eccentric pellet on gap conductance in fuel rod

原山 泰雄; 染谷 博之; 星屋 泰二

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(10), p.961 - 964, 1991/10

燃料棒内のペレットが、偏心した場合のギャップ熱伝達率について考察した。ペレットが被覆内で偏心すると、ギャップの断面は「三日月形」の領域が形成される。この「三日月形」の領域に関する温度分布を二次元分布として表わした。得られた温度分布より、ギャップ寸法が周方向に変化する場合のギャップ熱伝達率が推定された。結果として、軽水炉燃料棒のようなギャップ寸法の小さいものでは、平均ギャップ熱伝達率は軸対称と考えて求めたギャップ熱伝達率とほとんど変わらないことが示された。この結果は、燃料棒の設計等において、燃料棒内のペレットと被覆を中心軸対称と考えて温度を計算しても、特に問題は発生しないと言う理論的基礎を与える。

報告書

挫屈した被覆等ギャップ寸法の変化が燃料棒内の温度、熱流束分布に与える効果の解析

星屋 泰二; 染谷 博之; 山口 昇*; 原山 泰雄

JAERI-M 89-199, 35 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-199.pdf:1.0MB

燃料ペレットの被覆内での偏心、あるいは燃料被覆のovalityなどによる変形があると、燃料棒内のギャップ寸法は周方向に変化する。ギャップ寸法の変化に伴うギャップ熱伝達の局所的変化が燃料棒内温度、熱流束に与える影響を評価可能な評価式を導いた。その結果の一つとして、燃料ペレットの被覆内偏心を含めギャップ寸法が周方向に変化する場合でも、平均ギャップ熱伝達率はnominalギャップ寸法の熱伝達率と見なしてもよいことが分った。

報告書

高温工学試験研究炉の燃料温度評価に影響を及ぼす要因とその評価

藤本 望; 丸山 創; 藤井 貞夫*; 仁熊 義則*; 数土 幸夫

JAERI-M 88-187, 79 Pages, 1988/10

JAERI-M-88-187.pdf:1.65MB

高温工学試験研究炉の炉心熱流力設計において燃料最高温度評価に影響を及ぼす要因について、それが及ぼす影響の程度を評価し、工学的不確定因子として定量化した結果をまとめた。

論文

Analytical study of thermal response similarity between simulated fuel rods and nuclear fuel rods during reflood phase of PWR-LOCA

杉本 純; 須藤 高史; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(4), p.315 - 325, 1986/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.87(Nuclear Science & Technology)

本研究の目的は、典型的なPWR-LOCA時再冠水条件下において、実験で多く使用している電気加熱式模擬燃料棒と核燃料棒の熱的応答の特性を解析的に明らかにすることである。このため Malang による HETRAPコードの手法を基に燃料棒内半径方向温度分布モデルを開発し、再冠水解析コードREFLAに組込んだ。既存の再冠水試験に対する計算と実験との良好な一致により、本解析モデルの妥当性を確かめた。核燃料棒は、電気加熱式模擬燃料棒に比べてギャップ熱伝達率や被覆管の熱容量が小さいため、被覆管温度応答は一般に低く、かつクエンチ時刻は早くなる傾向のあることを解析的に明らかにした。また被覆材にジルカロイを用い、かつ被覆管・燃料間に適当なギャップを設けることにより、核燃料棒の熱的応答を電気加熱式燃料棒で良く模擬し得ることを示した。

報告書

反応度事故条件下における軽水炉燃料のギャップ熱伝達の研究

藤城 俊夫

JAERI-M 84-063, 166 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-063.pdf:5.94MB

反応度事故時の急速な出力上昇条件の下での軽水炉熱料温度挙動は、熱料ペレットと破覆管の間のギャップ熱伝達により強く影響される。本研究はNSRR実験においてギャップガスをパラメータとした実験の結果およびNSRR77コードによる解析にもとづき、反応度事故条件下の熱料挙動に与えるギャップ熱伝達の影響の解明を行ったものである。この結果、ギャップ熱伝達の過渡的なふるまい、ギャップ熱伝達と熱料温度および熱料破損の関係、ギャップガス成分の影響、高発熱量条件の下での熱料ペレット・破覆管の融着発生や外圧による破覆管のつぶれの影響等が明らかにされた。また、ギャップ熱伝達率評価式として広く使われている修正Ross and Stoute式の適応性、適用限界および適用限界を超える場合に対するギャップ熱伝達率の取扱い方につき検討を行った。

論文

Effect of fuel pellet eccentricity with the cladding on fuel rod thermal behavior under a reactivity initiated accident condition

柳原 敏; 塩沢 周策; 斎藤 伸三

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(6), p.469 - 481, 1982/00

反応度事故条件下における燃料挙動の解明がNSRRにおいて進められている。実験の結果、UO$$_{2}$$ペレットの偏心のために、被覆管温度が円周方向において異なっていることが判明した。この温度差は180°方向に取り付けた2本の熱電対による測定結果では、必ずしも最大の温度差を表してはいないが、測定可能な範囲内で最大150$$^{circ}$$Cであった。他方、照射実験後、酸化膜厚さから温度差を推定した結果では、290cal/g・UO$$_{2}$$までの発熱量条件において最大350$$^{circ}$$Cであった。又、簡単な計算により、最大限UO$$_{2}$$ペレットが偏心した燃料棒において被覆管の円周方向の温度差を評価すると、260cal/g・UO$$_{2}$$の発熱量において最大350$$^{circ}$$Cの温度差が出来ることが分った。このUO$$_{2}$$ペレット偏心の影響は、反形、溶融等にも現れており、UO$$_{2}$$ペレットの偏心が燃料棒の破損にも影響を及ぼしている。

報告書

ROSA-III試験のためのBWR/6 LOCA解析

北口 秀美*; 鈴木 光弘; 傍島 真

JAERI-M 8185, 120 Pages, 1979/03

JAERI-M-8185.pdf:2.47MB

本報は、BWRのLOCA/ECCS現象を模擬して行われるROSA-III試験の予備解析の1つとして、炉心の燃料温度に及ぼすギャップコンダクタンス等の影響を実炉条件下で検討したものである。これは実炉のLOCA解析において、炉心の燃料棒温度が熱的に厳しくなるような解析上のパラメータを見い出すことによって、ROSA-IIIの試験条件決定の参考にしようとするものである。パラメータとして、ヒートスラブ、ギャップコンダクタンス、崩壊熱、破断口高さなど8つのパラメータをとり、更に最適評価(BE)指向のコードと安全評価(EM)コードの違いについても検討した。ROSA-III試験においては、実炉燃料からの流体への伝熱を模擬するために、炉心電気出力の制御のしかたを工夫してみることが必要である。

報告書

ギャップ熱伝達率を求めるプログラムGAPCONシリーズ,FREG-3におけるF.P.ガス生成量評価法の検討

大木 直久*; 原山 泰雄; 武田 常夫; 泉 文男

JAERI-M 7417, 30 Pages, 1977/12

JAERI-M-7417.pdf:0.91MB

燃料棒の安全性評価作業の一環として、燃料棒内の温度分布が計算される。燃料ペレット内の温度分布を決定する重要な要素の1つは、ギャップにおける熱伝達率である。ギャップ熱伝達率を決定する要因の1つとして燃料棒内の混合ガスの熱伝導率がある。燃料棒内のガスの組成は初期封入のHeとF.PであるXe,Krと考えられる。Xe、Krは燃焼度に従って変化する。プログラムGAPCONシリーズは、FREG-3は混合ガスの熱伝導率を求めるため、これらガスの生成量を時間、出力、中性子束の関数として求めている。この報告書は、これらプログラムに使用されているF.P、ガス量の評価の方法、その損失について検討した結果をまとめている。

報告書

FREG-3:照射履歴に従った燃料ペレット-被覆管ギャップ熱伝達率評価プログラム; 計算方法と計算モデルについて

原山 泰雄; 泉 文男

JAERI-M 7278, 60 Pages, 1977/09

JAERI-M-7278.pdf:1.87MB

FREG-3は、燃料棒内の温度分布およびそれに基づく蓄積熱量の計算を行う。この計算は通常運転状態下の温度分布を燃料棒の照射履歴に従って求めるものである。プログラムの主たる目的は、燃料棒の安全性評価上重要なLOCA直前の蓄積熱量の評価であるが、プログラム組込みの計算モデルを適切に使用することによってFREG-3は最良推定値用プログラムとしても使用可能である。この報告書は、FREG-3の計算法とプログラム組込みの計算モデルについて解説したものである。

報告書

照射履歴に従った燃料ペレット (被覆管ギャップ熱伝達解析プログラムFREG-3の入力手引)

原山 泰雄; 泉 文男; 藤田 操; 石橋 明弘*; 大坪 直昭*

JAERI-M 6742, 127 Pages, 1976/10

JAERI-M-6742.pdf:4.16MB

この報告書は、プログラムFREG-3のプログラム概要と使用手引である。FREG-3を使用する場合に必要な入力の書式および出力形式について説明している。FREG-3は、燃料棒内の温度分布およびそれに基づく蓄積熱量の計算を行う。この計算は、通常運転状態下の温度分布の安全性評価を行うものであるが、燃料棒の照射履歴に従って温度分布を求めることができる。プログラムに必要な物性値およびモデルは組込みあるいは入力形式のオプションになっており、これらオプションはkey wordによって切換が可能になっている。

報告書

FREG-1; 燃料棒ギャップ熱伝達解析プログラム

原山 泰雄; 泉 文男; 藤田 操; 山田 礼司; 森島 淳好; 栗山 實; 石橋 明弘*

JAERI-M 5958, 51 Pages, 1975/01

JAERI-M-5958.pdf:1.45MB

USAECは、1972年、UO$$_{2}$$ペレットの焼しまりが燃料棒ギャップコンダクタンスに及ぼす効果を評価するのにGAPCONプログラムを使うことを決定した。我国においても、燃料棒の安全評価に関して、このプログラムを整備しておくことが必要であると考えられた。そこで、GAPCONのミスプログラムの修正、新しいオプションの追加等を行い、FREG-1を作成した。この報告書はFREG-1の解説を行ったものである。

報告書

GAPCON-THERMAL-1プログラム注解

原山 泰雄; 泉 文男; 藤田 操; 栗山 實; 内田 正明; 山田 礼司; 石橋 明弘*

JAERI-M 5728, 102 Pages, 1974/06

JAERI-M-5728.pdf:3.45MB

酸化物燃料ピンのギャップ熱伝達計算コードGAPCON-THERMAL-1(JAERI-memo)をFACOM230-60およびCDC6600で使用しうるように変換した。この報告書は、変換されたソースプログラム、およびプログラムに組込まれている主要な物性値、計算式、モデル等についての検討をまとめたものである。物性値関係については他の文献とも比較し、その妥当性を吟味して結果を図表化し、さらに入出力例を付した。

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