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論文

Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool

Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; De Rosa, F.*; D'Auria, F.*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4921 - 4934, 2015/08

The phenomenological analyses and thermal hydraulic characterization of a nuclear reactor are the basis for its design and safety evaluation. Scaled down tests of Integral Effect Test (IET) and Separate Effect Test (SET) are feasible to develop database. Though several scaling methods such as Power/Volume, Three level scaling and H2TS have been developed and applied to the IET and SET design, direct extrapolation of the data to prototype is in general difficult due to unavoidable scaling distortions. Constraints in construction and funding for test facility demand that a scaling compromise is inevitable further. Scaling approaches such as preservation of time, pressure and power etc. have to be adopted in the facility design. This paper analyzes some IET scaling approaches, starting from a brief analysis of the main characteristics of IETs and SETFs. Scaling approaches and their constraints in ROSA-III, FIST and PIPER-ONE facility are used to analyze their impact to the experimental prediction in Small Break LOCA counterpart tests. The liquid level behavior in the core are discussed for facility scaling-up limits.

報告書

NSRRウラン水素化ジルコニウム燃料実験における発熱量の解析及び実験用カプセル最大負荷の評価

更田 豊志; 石島 清見; 丹澤 貞光; 中村 武彦; 笹島 栄夫; 加島 洋一; 豊川 俊次; 小林 晋昇

JAERI-Research 95-005, 53 Pages, 1995/01

JAERI-Research-95-005.pdf:1.96MB

現在NSRRでは、TRIGA炉用燃料として世界的に使用されている、ウラン水素化ジルコニウム燃料のパルス照射実験を計画している。本報告書は、ウラン水素化ジルコニウム燃料の特性についてまとめるとともに、NSRRにおけるパルス照射時の発熱量及び燃料温度の解析結果、実験用カプセル設計に必要となる燃料破損時の衝撃圧力及び水撃力の予測最大値の評価結果を示したものである。NSRRにおいて燃料溶融に至る範囲までの実験が可能であることを示すとともに、被覆管の低温破裂、放出水素の膨張仕事及び燃料/冷却材相互作用などを考慮した検討を行い、衝撃圧力及び水撃力の予測最大値を定めた。NSRR実験によって得られる知見は、TRIGA炉の性能向上に大きく寄与するとともに、安全評価のデータベースを拡充し、次世代型TRIGA炉の開発・安全評価に大きく資するものと期待される。

報告書

Implementation of reactor safety analysis code RELAP5/MOD3 and its vectorization on supercomputer FACOM VP2600

石黒 美佐子; 根本 俊行*; 平塚 篤*

JAERI-M 91-051, 70 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-051.pdf:1.48MB

RELAP5/MOD3はアイダホ国立研究所(INEL)で開発された最新の軽水炉安全性解析コードで、加圧水型原子炉の熱流動をシミュレートするために使用されている。コードは、原研と米国原子力規則委員会との間のROSA-IV協定における技術情報交換の一環として原研に導入された。まず、INELから提供された元版からIBMバージョンを抽出し、それを原研のFACOM M-780用に交換し、その後、FACOM VP2600で効率的に処理するためにベクトル化した。ヘクトル化版コードは、スカラー計算に比較して約3倍速くなっている。現在のベクトル化率は78%である。本報告書では、FACOM計算機への変換方法とベクトル化方法について述べる。

論文

Ions in carbon dioxide at atmospheric pressure, 5; Reactions in CO$$_{2}$$-CO-CH$$_{4}$$-H$$_{2}$$O mixtures and coolant chemistry

池添 康正; 小貫 薫; 清水 三郎; 中村 洋根*; 田川 精一*; 田畑 米穂*

Radiation Physics and Chemistry, 36(3), p.279 - 284, 1990/00

https://doi.org/10.1016/1359-0197(90)90005-3

原子炉冷却材として用いられる炭酸ガス中のイオン反応を調べた。518K、大気圧のCO$$_{2}$$-CO(2.9%)-CH$$_{4}$$(40ppm)-H$$_{2}$$O(18ppm)混合ガス中の安定なイオン種は、H$$_{3}$$O$$^{+}$$・mH$$_{2}$$O・nCO$$_{2}$$とCH$$_{3}$$CO$$^{+}$$・nCO$$_{2}$$の2種類であった。さらに反応(7)の反応速度(CO)$$_{2+}$$・CO$$_{2}$$+CH$$_{4}$$$$rightarrow$$CH$$_{3}$$CO$$^{+}$$・CO$$_{2}$$、HCO$$^{+}$$・CO$$_{2}$$(7')定数を測定し、室温では10$$^{-12}$$cm$$^{3}$$s$$^{-1}$$より小さく、518Kでは1.3$$times$$10$$^{-10}$$cm$$^{3}$$s$$^{-1}$$であることを明らかにした。これらの反応の原子炉冷却材の化学作用に関する寄与を論じた。

論文

核融合炉技術の現状と展望

迫 淳; 森 茂; 井上 堅司; 大和 春海*; 太田 充; 平岡 徹; 佐野川 好母; 土井 健治; 菱沼 章道; 奥田 重雄; et al.

日本原子力学会誌, 15(11), p.712 - 758, 1973/11

https://doi.org/10.3327/jaesj.15.712

先に日本原子力学会の研究専門委員会でまとめた報告書を要約したものであって、核融合炉ブランケットの機能を果たすために選ばれている固体、液体および気体物質について、その使命、考えられる物質、それらの特徴比較、特に諸材料間の共存性について今後解決されるべき問題点を中心に概説したものである。

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