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Analytical evaluation on dynamical response characteristics of reduced-moderation water reactor with tight-lattice core under natural circulation core cooling

稠密な炉心構成を有する自然循環低減速軽水炉の動的応答特性の解析評価

石川 信行; 大久保 努

Ishikawa, Nobuyuki; Okubo, Tsutomu

稠密な炉心構成を有する低減速軽水炉の動的応答に関する特性を明らかにするために、TRAC-BF1コードによる時間領域解析を行った。基本的な動的応答特性を明らかにすることを目的としてステップ応答に基づく評価を行った。まず、稠密構成の燃料集合体単体に関する応答特性を把握するため、集合体の入口・出口間の差圧をステップ状に変化させた場合の集合体流量応答の評価を行った。燃料集合体の設計におけるパラメータとして入口オリフィス抵抗係数,流速条件の影響を見るために集合体流量,冷却材クオリティの影響を見るために集合体熱出力の3つを代表的なパラメータとして選択して評価を行った。次いで、核的フィードバックが作用する条件下でステップ状の反応度外乱が加えられた場合の炉出力応答特性を評価した。さらに、低減速軽水炉の自然循環条件下における流量応答特性の評価を行った。以上の評価を通して、低減速軽水炉における高ボイド率,低流量の運転条件が応答特性に与える効果を検討し応答に関する基本特性を明らかにした。

The time-domain analyses with TRAC-BF1 code were performed for clarifying the dynamical response characteristics of the reduced-moderation water reactor (RMWR) with tight-lattice core configuration. The response characteristics were evaluated based on the step response basically utilized for dynamical system evaluation. As for the most fundamental dynamical characteristics, the flow response characteristics of single fuel assembly concerning channel flow response characteristics were evaluated. As for a natural circulation flow response, it is clarified that the response is strongly influenced by the effect of two-phase pressure loss on account of high void fraction condition. The reactor power response with reactivity feedback shows quite stable response characteristics on account of the small absolute value of void reactivity feedback coefficient.

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パーセンタイル:49.23

分野:Nuclear Science & Technology

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