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藤川 正剛; 大久保 実; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫
日本原子力学会和文論文誌, 1(4), p.361 - 372, 2002/12
高温ガス炉(HTGR)は、高温の熱を供給することができ、高い固有の安全性を有するなど優れた特徴を有する原子炉である。HTTRは、我が国初のHTGRで、2001年12月7日定格出力30MW原子炉出口冷却材温度約850
に到達し、2002年3月6日使用前検査に合格した。出力上昇試験を、安全に、かつ、確実に行うため、定格出力30MWまでを約10MW,20MW及び30MWと3段階に分割して試験を行った。出力上昇試験は熱出力校正,制御特性,出力係数測定,高温配管の熱変形測定,遮へい性能,燃料及びFPの評価,異常時過渡応答等合計22の試験項目からなる。全ての試験は計画通り行われ、その結果に基づいてHTTRの性能を評価した。本レポートはHTTRの出力上昇試験の結果を報告する。
中村 有夫*; 橋本 眞也*; 本橋 治彦
JAERI-Research 94-029, 54 Pages, 1994/11
JAERI-Research-94-029.pdf:1.81MB
分光結晶の温度や熱変形を解析し、光学的性能の劣化を議論した。3種の冷却水炉形状について、水冷銅試験体を用いた電子線照射(JEBIS)実験を実施し、結果から各水路面の熱伝達率を得た。同形状のシリコン分光結晶を想定し、得られた熱伝達率を導入して、SPring-8偏向電磁石とWPH-33J(原研試作アンジュレータ)の光を照射した場合の温度分布と熱変形を求めた。結果として、初期温度27〔
C〕とすると、偏向電磁石の場合、結晶表面中心は0.27〔MW/m
〕の熱流束を受けて30〔C〕程度になった。アンジュレータの場合、結晶表面中心は8.2〔MW/m〕の熱流束を受けて200~280〔C〕程度になり、結晶表面に23〔
rad〕(シリコン(111)のダーウィン幅)以上のうねりが発生することが判明した。
松木 信雄*; 橋本 真也*; 本橋 治彦
JAERI-M 93-021, 20 Pages, 1993/02
SPring-8で使用する分光器は高強度の放射光によって発熱し、分光性能に悪影響を与える。本報告では、有限要素解析コード(ANSYS)を使って、電子線照射法による水冷Cu試験体に対する熱負荷実験をもとに熱伝達率を算定し、偏向電磁石とアンジュレータ光源の2種類についてSi結晶を想定して、上昇温度と熱変形を計算した。この結果偏向電磁石光源では分光結晶は0.27MW/mの熱流束を受け、4Cの温度上昇と表面のうねり角0.27arc secが生じることがわかった。一方アンジュレータ光源では8.1MW/mの熱流束を受け、85Cの温度上昇と表面うねり角2.1arc secを得た。
山岡 光明; 林 秀行
PNC TN9410 92-368, 75 Pages, 1992/12
米国の高速実験炉「FFTF(Fast Flux Test Facility)」においては,高速炉の受動的安全性に関わる反応度フィードバック,特に炉心変形に伴う反応度効果の確認・予測精度向上のため,受動的安全性試験(フェーズIIB試験)が計画されている。その予備解析作業の一環として,炉心湾曲による反応度効果の解析を行った。湾曲反応度は30%流量からのULOF事象を想定して評価された炉心湾曲量をもとにして計算した。(炉心湾曲計算は実験炉技術課で実施)本計算では,二次元RZ体系において基準炉心の燃料反応度分布を関数形表示し,一時摂動近似を適用して湾曲反応度を求めた。報告書では,出力・流量比と湾曲反応度の関係を,集合体間のパッドギャップや炉心拘束機構と炉心間のギャップなどをパラメータとしてまとめた。主な結果は以下のとおりである。1・出力流量比の増加に伴う炉心変形により,集合体間のパッドギャップがとじるまでは正の反応度が印加される。これは集合体頂部の相互作用の反力により,燃焼部が内側へ変位するためである。2・集合体間のパッドギャップがとじた後は,逆に燃料部が外側へ変位を始め,負の反応度が印加される。3・最外周炉心集合体では,湾曲量及び単位湾曲量当たりの反応度効果ともに大きいために,その湾曲挙動が湾曲反応度を支配する。また,本計算作業にあたり湾曲反応度計算コードを作成・整備した。その計算内容と使用方法についても報告する。
大岩 章夫*; 谷川 信吾*; 山口 彰*; 山口 勝久; 本田 明成*; 本鹿 順司*; 川副 博*
PNC TN9410 88-141, 159 Pages, 1988/09
高速炉のATWS(AnticipatedTransientWithoutScram)事象に対し,これまでの解析評価によりプラントの熱流動挙動が要因となって生じる負の反応度効果として炉心支持板の熱膨張が大きく影響する。これを定量化する上では,炉心支持板の熱的機械的挙動を評価することが必要である。そこで,炉心支持板の熱変形挙動の解明および解析対象のモデル化の範囲の違いによる変形挙動の相違を明らかにするため,炉心支持板の熱変形挙動解析を実施した。解析対象は,これまで反応度効果について解析評価してきた1000MWe級ループ型高速増殖炉とし,別途システムコードにより得られたATWS事象の代表事象であるULOF(UnprotectedLossofFlow)時のプラント熱流動解析結果を温度境界条件として,炉容器を含める全体系について炉心の荷重も考慮し,汎用非線形構造解析システム「FINAS」を用い変形挙動解析を実施した。その結果,以下の知見が得られた。1上部炉心支持板の変形挙動は,支持板の温度変化による自由膨張量により評価できる。2モデル化の範囲の違いによる半径方向変位量への影響はなく,半径方向変位量は炉心支持板部の変位により支配される。3燃料集合体による半径方向への変位の拘束条件は,炉心支持板の軸方向のたわみに影響し,拘束がある場合たわみ量は小さくなる。4全体モデルと一軸モデルでは,冷却材温度の過渡変化が大きい時刻で変形挙動に差を生じ,一軸モデルによる変位は全体モデルに比べ応答遅れを生じる。なお,本解析結果に基づく炉心部分の変位に伴う反応度投入量については,別途解析評価を進めている。
