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Herranz, L. E.*; Jacquemain, D.*; Nitheanandan, T.*; Sandberg, N.*; Barr
, F.*; Bechta, S.*; Choi, K.-Y.*; D'Auria, F.*; Lee, R.*; 中村 秀夫
Progress in Nuclear Energy, 127, p.103432_1 - 103432_14, 2020/09
被引用回数：4 パーセンタイル：16.23(Nuclear Science & Technology)WGAMA started on Dec. 31st 1999 to assess and strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPP and to facilitate international convergence on safety issues and AM analyses and strategies. WGAMA addresses reactor thermal-hydraulics (Thys), in-vessel behavior of degraded cores, containment behavior and protection, and FP release, transport, deposition and retention, for both current and advanced reactors. This paper summarizes such WGAMA contributions in Thys, CFD and severe accidents, which include the Fukushima-Daiichi accident impacts on the WGAMA activities and their substantial outcomes. Around 50 technical reports have become reference in the related fields, which appear in References. Recommendations in these reports include further research, some of which have given rise to the joint projects conducted or underway within the OECD framework. Ongoing WGAMA activities are numerous and a number of them are to be launched in the near future, which are shortly mentioned too.
高松 邦吉; 中川 繁昭
日本原子力学会和文論文誌, 5(1), p.45 - 56, 2006/03
高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850
C/高温試験運転950C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するため、HTTRでは反応度投入事象として制御棒引抜き試験を実施している。従来の解析モデルを用いた1点炉近似による動特性解析では、制御棒引抜き事象を十分再現できないことが明らかになっている。本研究において、新たに領域別温度係数を用いて解析を行った結果、試験時の実測値を正確に再現することができ、高温ガス炉の動特性解析手法を高度化することができた。
藤田 あゆみ
Physical Review B, 64(6), p.064504_1 - 064504_6, 2001/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Materials Science, Multidisciplinary)磁場下での不純物を含む層状(2次元)超伝導体中で、ローレンツ力を受けて動いている磁束コア内の準粒子励起エネルギー準位の準位統計を調べる。磁束が移動する速度
をさまざまに変化させた場合に、不純物濃度が異なる各相において数値計算によりユニバーサルな伝導度を求めた。速度が大きい場合に、ランダム行列理論の予測する結果と一致する結果を得た。反対に速度が小さい領域では、磁束芯内の不純物が1個というsuper-clean極限でのLarkin-Ovchinnikovの結果
と一致する結果を得た。この場合、エネルギー散逸はエネルギー準位の間隔が平均のそれより非常に小さくなるいわゆる"avoided crossing"と呼ばれる場所でのLandau-Zener転移により起こると考えられる。
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。
推定理論に基づく正味反応度の推定鈴木 勝男; 島崎 潤也; 篠原 慶邦
日本原子力学会誌, 36(1), p.79 - 88, 1994/01
被引用回数：2 パーセンタイル：28.05(Nuclear Science & Technology)本報では反応度の変化が未知である場合の動的反応度推定問題にH推定理論を適用して反応度推定器を設計した。設計は一点動特性方程式と仮想的雑音/外乱で駆動される反応度状態方程式とを組合せたシステムモデルに基いて行なった。H推定理論ではこの仮想的雑音/外乱はルベーグ可積分関数空間(L
)に属すると仮定する。本推定理論はカルマン理論に基づく設計論と比較すると簡潔かつ見通しよい設計論を与えることが分った。また、高速炉の反応度推定の数値シミュレーションの結果は、大きな観測雑音の下での反応度推定およびシステム雑音によって駆動される場合の反応度推定に関して良好な特性をもつことを示している。これらの結果から、H推定器は原子炉の出力運転状態において発生する反応度異常の監視に適用しうると考えられる。
最適推定器の適用鈴木 勝男; 島崎 潤也
JAERI-M 93-062, 28 Pages, 1993/03
本報はL関数空間に属する外乱全体に対して推定誤差の最大エネルギをHノルムの意味で最小化するミニマックス問題として定式化されたH最適推定理論に基づく設計法を用いて高速炉の反応度推定器を設計し、その推定結果について報告するものである。まず、通常の核的一点動特性方程式に仮想的な外乱で駆動される正味反応度の状態方程式を組合せた設計モデルを作成し推定器を設計する。次に、計算機シミュレーションにより種々の外乱に対する反応度変化の推定結果を示す。
山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 中川 繁昭; 中田 哲夫*; 徳原 一実*
JAERI-M 90-008, 49 Pages, 1990/02
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)のドプラ係数、減速材温度係数及び出力係数の評価方法及びその結果についてまとめたものである。本評価より、燃焼末期の中間出力運転状態で減速材温度係数が
Xe及び
Puの蓄積により僅かに正となるガドプラ係数と総合した出力係数は負であり、本原子炉は固有の出力制御特性を有することが明らかとなった。
高野 誠; 新藤 隆一; 山下 清信; 沢 和弘
JAERI-M 87-059, 57 Pages, 1987/05
チェルノブイル原子炉事故に関する動特性解析を3次元炉心核熱動特性解析コ-ドCOMICにより実施した。使用したCOMICコ-ドは元来六角形状ブロックで構成される高温ガス炉の炉心核熱動特性を解析する目的で開発したものであり、本事故の解析を行なう為冷却材としてヘリウムの他に軽水も取り扱える様にする等の改造を行なった。解析は主に炉心内の出力分布と動特性との関連に注目して行ない、全炉心を3次元形状でモデル化した場合と炉心内の1制御棒チャンネルとその周辺の6燃料チャンネルからなるス-パ-セルモデルの場合について取り扱っている。解析の結果、炉心全体で見たボイド反応度添加速度が炉心の出力分布や流量分布に依存する事が示され、そのため、これらの分布が異常出力上昇に関するピ-ク値や発生時刻にも影響を及ぼす可能性のある事が示された。
高野 誠
JAERI-M 87-060, 49 Pages, 1987/03
本コ-ドは1985年に開発されて以来、より使いやすくする為、計算速度の改善を含め幾多の改良が成されてきた。その為、入力デ-タやJCL等に先のマニュアルと不整合を生じ、ここで新たに本報告書を作成したものである。本コ-ドの計算速度の改善は、プログラムフロ-の簡素化及びベクトル化の両面から行ない、モデルの規模にもよるが、全体として10倍程度の高速化が達成された。
安達 公道; 数土 幸夫; 深谷 好夫; 鈴木 紀男; 若林 隆雄; 傍島 真; 大山 勉; 新妻 泰; 岩村 公道; 刑部 真弘; et al.
JAERI-M 83-080, 171 Pages, 1983/06
平板炉心試験装置は、円筒炉心試験と共に、大型再冠水効果実証試験計画の一部をなし、PWRの冷却材喪失事故の再冠水課程における、二次元的な炉心熱水力挙動を実験的に解明することを主目的としている。本計画は、日本、米国、西独間の研究協力取極め(2D/3D協定)に基づき、三国間の共通の基盤に立って進められている。本報告書は、平板炉心試験装置(SCTF)第一次炉心の設計の方針および愛用を紹介して、本試験から得られるデータの有効利用を計るものである。
安達 公道; 数土 幸夫; 岩村 公道; 刑部 真弘; 大貫 晃; 平野 見明
JAERI-M 82-075, 36 Pages, 1982/07
平板炉心再冠水試験第1次模擬炉心強制注入試験シリーズのうち、系圧力を変えたS1-SH2(公称系圧力0.4MPa)、S1-01(0.2MPa)およびS1-02(0.15MPa)の3つの試験結果に検討を加えたものである。主な検討内容は、(1)システム内の流体挙動、(2)炉心の熱的挙動、(3)炉心熱伝達、(4)炉心を含む圧力容器内の2次元流体挙動の4つである。なお、本報告書の内容は、1981年10月、米国メリーランド州ゲイサスバーグで開かれた、米国原子力規制委員会主催の第9回軽水炉安全性研究情報会議で報告された。
江崎 正弘; 小沢 保*; 三竹 晋
JAERI-M 8292, 80 Pages, 1979/06
多目的高温ガス実験炉を含む高温ガス冷却炉の炉心を解析対象とした炉心動特性解析プログラムSCOTCHの報告ならびにユーザ・マニュアルである。本プログラムは多チャンネル模擬の流動ならびに温度特性と中性子エネルギ2群の径方向1次元原子炉動特性を結合したSCOTCH-RXサブ・プログラムおよび軸方向1次元の原子炉動特性を結合したSCOTCH-AXサブ・プログラムでなりたつ。このプログラム・ステップ数(カード枚数)は約8,000(枚)であり、必要とする計算記憶容量は約102kilo-wordsである。
