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論文

Safety evaluation of self actuated shutdown system for Gen-IV SFR

斎藤 裕幸*; 山田 由美*; 大山 一弘*; 松永 尚子*; 山野 秀将; 久保 重信

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

自己作動型炉停止機構(SASS)は、冷却温度の過剰な上昇に応じて原子炉停止系の制御棒を切り離すことができる受動装置である。制御棒の切り離しを引き起こす切り離し温度および応答時間は、有効性解析の重要なパラメータとして同定される。この研究では、応答時間と切り離し温度の検証および低出力SASSの成立性を確かめるために安全性解析に着目する。このため、設計変更がなされ、応答時間が短縮した。また、応答時間を確認するために低出力運転での3次元熱流動解析が行われた。その結果、切り離し温度レベルは、以前の研究と比べて低く、安全性パラメータの改善につながった。改善されたパラメータに基づき、低出力SASSの成立性を確かめるために安全性解析が行われた。この安全性評価から、LOF型ATWS事象が発生した場合、フローコレクタを設置することでSASSが炉心損傷を防ぐことが確認された。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of Japan Sodium-cooled Fast Reactor; Countermeasures for significant temperature fluctuation generation

小林 順; 江連 俊樹; 上出 英樹; 大山 一弘*; 渡辺 収*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

JSFRではコラム型の炉上部機構(UIS)が原子炉容器の上部プレナムに設置されている。UISの底部板(CIP)において燃料集合体からの高温ナトリウムが、制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合し、高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。我々は、制御棒集合体周辺における熱流動現象の把握やCIPにおける有意な温度変動の対策を得るために、原子炉上部プレナムモデルを使用した水流動試験を実施している。試験装置は原子炉上部プレナムの1/3スケールで60$$^{circ}$$セクタモデルである。実験によって、燃料集合体のハンドリングヘッドとCIP間の流体温度変動の特徴が計測され、流体の混合によって発生する有意な温度変動への対策が、ハンドリングヘッド出口からCIP下部表面との距離によって受ける影響について議論される。

論文

Development of an evaluation methodology for the natural circulation decay heat removal system in a sodium cooled fast reactor

渡辺 収*; 大山 一弘*; 遠藤 淳二*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 上出 英樹; 村上 貴裕*; 江口 譲*

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(9), p.1102 - 1121, 2015/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:34.97(Nuclear Science & Technology)

自然循環崩壊熱除去系を採用した1500MW出力ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全性を確保するための自然循環評価手法を開発した。この評価手法は、炉心温度平坦化を考慮して炉心最高温度を評価できる1次元安全解析、1次系と崩壊熱除去系の局所的な流れや温度成層化を評価できる3次元流動解析、統計的安全評価手法から構成される。1次元及び3次元解析手法の妥当性をSFR1次冷却系の1/10スケール水試験と1次系及び崩壊熱除去系の1/7スケールナトリウム試験の結果を用いて確認し、1次元安全解析手法のSFR実機評価への適用性を乱流モデルが組込まれた3次元解析の結果との比較によって確認した。最後に、1次元安全解析手法を用いてSFR実機を対象とした統計的安全評価を実施した。

論文

Thermal-hydraulic studies on self actuated shutdown system for Japan Sodium-cooled Fast Reactor

萩原 裕之; 山田 由美*; 衛藤 将生*; 大山 一弘*; 渡辺 収*; 山野 秀将

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12

JSFR設計にキュリー点電磁石(CPEM)を用いた自動停止システム-受動的炉停止系(SASS)を選定した。CPEMを用い、燃料からの過剰な放出熱上昇を検知し制御棒を炉心に挿入し炉停止に至らせる。したがって、冷却材温度上昇に対するCPEMの反応速度を保証しSASSの実用性を立証することが重要である。本論文では、反応時間の短縮を確保するため、CPEMのある後備炉停止系を取り囲む6本の燃料集合体から流出する流量を「フローコレクター」という機器を考案した。

論文

Experimental study for the proposal of design measures against cover gas entrainment and vortex cavitation with 1/11th scale reactor upper sodium plenum model of Japan Sodium-cooled Fast Reactor

吉田 和弘*; 坂田 英之*; 佐郷 ひろみ*; 白石 直*; 大山 一弘*; 萩原 裕之*; 山野 秀将; 山本 智彦

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/12

液中渦キャビテーションを防止するために、UIS付きラジアルスリットによる上部プレナムにおける非対称流動の緩和するため、燃料交換時のみ使用する燃料交換器の代わりにダミープラグと名付けられた円柱構造を設置した。本研究では、液中渦キャビテーション防止のため、上部プレナム内流動の改善を目的として、UISスリットの縁の延長と隔離板を考案した。

論文

Conceptual design study of JSFR, 2; Reactor system

衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 岡村 茂樹*; 渡辺 収*; 大山 一弘*; 根岸 和生; 小竹 庄司*; 阪本 善彦; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

JSFRの設計においては、建設費の低減を目指して、原子炉容器径を小さく、炉内構造物を簡素にしている。原子炉容器径の低減は、先進的な燃料交換システムと運転中高温になる原子炉容器の概念を採用することで達成している。しかし、原子炉容器径の低減により、上部プレナム内の流速が増加し、流動場が厳しくなる。このため、カバーガスの巻き込みとホットレグ吸込口における液中渦によるキャビテーションの発生を抑制するため、上部プレナム流動場の最適化を実施した。加えて、設計地震荷重が増大し、かつ原子炉容器壁が上部プレナムの熱過渡に直接曝されることから、地震荷重と熱荷重に対する構造健全性を評価した。本論文は、これら原子炉構造の設計研究の特徴と結果について記載するものである。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of Japan Sodium-cooled fast reactor; Countermeasures for control rods and radial blanket assemblies

小林 順; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹; 渡辺 収*; 大山 一弘*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/05

革新的なループ型ナトリウム冷却高速炉であるJSFRの設計研究を、高速炉サイクル開発プロジェクト(FaCT)の枠組みで実施している。制御棒チャンネル及びブランケット集合体と燃料集合体との温度差は最大で100$$^{circ}$$C程度となり、炉心出口部における流体の混合による温度変動は、UIS下部において高サイクル熱疲労の原因となる。そこで、炉心及び上部プレナムの1/3スケール60$$^{circ}$$セクタモデル試験体を使用した水流動試験を実施し、低温流体付近の温度変動の特徴を把握するとともに、UIS下部における温度変動を緩和する方策の効果を確認した。

論文

Study on thermal striping at UIS of advanced loop type fast reactor; Water experiment using a 1/3 scale 60 degree sector model

小林 順; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹; 渡辺 収*; 大山 一弘*

Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/06

新型ループ型ナトリウム冷却高速炉JSFRがFaCTプロジェクトの枠組みの中で研究が行われている。制御棒チャンネルと燃料集合体との温度差は100$$^{circ}$$C程度であり、流体の混合による温度変動が炉内構造物(UIS)下部における高サイクル熱疲労の原因となる可能性がある。そこで、1/3スケール60度セクタモデルの水流動試験を実施した。制御棒周りの温度とその変動強度分布が計測されるとともに、熱疲労への対策構造が試験された。

論文

Conceptual design for Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 2; Thermal-hydraulic design for reactor upper sodium plenum in JSFR

大山 一弘*; 渡辺 収*; 山野 秀将

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9296_1 - 9296_11, 2009/05

本研究では、JSFRにおける炉上部プレナムの3次元熱流動解析を行い、構造形状を含む設計方策を評価した。その方策の基本的な考え方は次の通りである。(1)サーマルストライピング現象を防止するため、燃料集合体から放出される高温ナトリウムが制御棒や径ブランケット集合体から流出される低温ナトリウムと混合する場所を炉心上部の永久構造物から離れるようにした。(2)液中渦を防止するため、炉内構造物の径スリット部により生じる上部プレナム内非対称流れを緩和する。それは燃料交換期間しか使用されない燃料交換機の代わりにダミープラグと呼ばれる円筒構造物を挿入することによって達成される。(3)カバーガス巻き込みを防止するため、ナトリウム液面下にディップ・プレートが挿入されている。その当初の設計では、多くのラビリンス状シールを有した二重プレート型であったが、製作性が困難と判断された。そこで、この解析では一重ディップ・プレートを新規に設計した。

報告書

「常陽」を用いたATWS模擬試験の実施計画に関する研究

大山 一弘; 黒羽 隆也*; 高松 操; 関根 隆

JNC-TN9410 2005-010, 57 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-010.pdf:1.51MB

高速実験炉「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を進めている。本研究では、過渡時のプラント挙動を精度良く予測することが重要であり、「常陽」では、プラント動特性解析コードMimir-N2により、これらの評価を行っている。 これまで、平成13年度、14年度にMK-III炉心用にプラント動特性解析コードMimir-N2を整備するとともに、MK-III性能試験予測解析を実施し、平成15年度のMK-III性能試験においては、手動スクラム試験及び外部電源喪失試験等のプラントデータを取得した。さらに、平成15年度に、これらのデータに基づき、プラント動特性解析コードMimir-N2の冷却系モデルのうち、原子炉容器上部プレナム部、2次主冷却系ホットレグ配管、主冷却機のモデルの整備を実施した。 今年度は、安全特性試験として計画しているUTOP予備及び模擬試験、ULOF模擬試験の実施に向けた見通しを得るため、プラント動特性解析コードMimir-N2による投入反応度等をパラメータとしたUTOP及びULOF事象解析結果及び試験時のプラント構造健全性について評価し、見通しのある試験条件を策定した。

報告書

「常陽」MK-III性能試験; 主送風機起動特性確認試験(PT-303)、出力上昇試験(PT-301)、定格出力連続運転試験(PT-302)

大山 一弘; 川原 啓孝; 石田 公一; 有吉 昌彦; 礒崎 和則; 菅谷 和司*; 深見 明弘*

JNC-TN9410 2005-006, 121 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-006.pdf:10.81MB

高速実験炉「常陽」は、MK-III性能試験において、原子炉出力を約20%、50%、75%、90%および100% (140MWt)と段階的に上昇させ、平成15年10月28日にはMK-III炉心の定格熱出力である140MWtに到達した。その後、定格熱出力100時間以上の連続運転を達成した。本報告書は、性能試験のうち、主送風機起動特性確認試験、出力上昇試験および定格出力連続運転試験の結果を報告するものである。概要は、以下のとおりである。(1)}温態待機状態(系統温度250$$^{circ}C$$)から、原子炉出力を段階的に通常の運転操作(出力上昇率は約5MWt/20minで、5MWt毎に約10分間出力保持を行う)により上昇させ、平成15年10月28日に定格熱出力(140MWt)を達成した。また、各出力レベルで、各部温度および流量が警報設定値以内であることを確認した。(2)}原子炉熱出力をパラメータにして、主送風機起動に関する一連の操作を行い、冷却材温度に与える影響を確認した。その結果、自然通風冷却状態から主送風機を起動する最適な原子炉出力は約18MWtとし、起動手順は4基の主送風機を1基ずつ順次起動する方法(1A$$rightarrow$$2A$$rightarrow$$1B$$rightarrow$$2Bの順)とした。(3)}原子炉熱出力35MWtから制御棒2本同時挿入による原子炉停止操作を行い、制御棒挿入から主送風機停止に至る一連の操作が十分な時間的余裕をもって行うことができることを確認した。この原子炉停止操作方法を採用することにより、運転員の操作を軽減し、プラント特性も向上することを確認した。(4)}11月14日に原子炉を定格熱出力まで出力上昇し、その後11月20日10時30分まで、定格熱出力100時間以上の連続運転を達成した。24時間間隔でプラント各部のデータを取得し、警報設定値以内であることを確認した。

報告書

「常陽」MK-III性能試験; 定常伝熱特性試験(PT-312)

大山 一弘; 川原 啓孝; 有吉 昌彦; 礒崎 和則; 菅谷 和司*; 深見 明弘*

JNC-TN9410 2005-005, 56 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-005.pdf:14.56MB

高速実験炉「常陽」のMK-IIIでは、定格熱出力が1.4倍となることに対応し、主中間熱交換器(以下、IHXと略称)および主冷却機(以下、DHXと略称)を交換するとともに、1次主冷却系、2次主冷却系の流量を増加させた。これらの交換機器を含めた冷却系が十分な除熱性能を有することを確認する試験の一つとして、定常伝熱特性試験を行い、ヒートバランス、IHXおよびDHXの除熱性能を評価した。本報告書は、性能試験のうち、原子炉出力が約20%、50%、70%、75%、90%および100% (140MWt)時の定常状態でのプラント各部の定常伝熱特性およびヒートバランスを確認した結果を報告するものである。概要は、以下のとおりである。(1) 定格熱出力でのヒートバランスより、改造したプラントが所定の性能を有することを確認した。(2) 2ループある冷却系のうちB系のIHXの2次側入口温度がA系より約6$$^{circ}C$$高い。これは、ループ間の1次系流量の差(約2%)が要因の一つと考えられ、A系の1次系流量を正としB系を補正流量とすると、A系とB系の除熱量はバランスし、A系とB系のIHXの伝熱性能はほぼ等しいことが確認できた。その結果、主中間熱交換器の熱貫流率はAループが設計値の約125%、Bループが設計値の約129%であり、2つのIHXが同等の性能および十分な除熱性能を有することを確認した。(3) DHX入口空気温度を約20$$^{circ}C$$とし、定格熱出力運転時のDHXNa側除熱量とDHX出入口空気温度からDHX出口空気風量を算出すると、DHXでは、設計値(6,750m$$^{3}$$/min)の85$$sim$$90%の風量で定格熱出力に相当する除熱能力を確保できることが確認できた。定格熱出力運転時の主送風機入口ベーン開度が性能試験期間を通じ、約35%であったことも含めると、DHXは十分な除熱性能を有することを確認した。

報告書

「常陽」MK-III性能試験; 熱出力校正(PT-311)

大山 一弘; 川原 啓孝; 有吉 昌彦; 菅谷 和司*; 深見 明弘*

JNC-TN9410 2005-004, 74 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-004.pdf:14.44MB

高速実験炉「常陽」は、MK-III性能試験において、低出力から定格熱出力までの各原子炉熱出力段階において原子炉熱出力を測定し、核計装設備の中間系及び線形出力系の校正を行った。本報告書は、性能試験のうち、熱出力校正の結果を報告するものである。概要は、以下のとおりである。(1) 低出力から定格熱出力までの各原子炉熱出力段階において、原子炉熱出力を測定し、核計装設備の中間系及び線形出力系の校正を行った。これより、線形出力系と原子炉熱出力との間には、良好な直線性があることが確認できた。(2) 定格熱出力で原子炉の運転を継続した11/14$$sim$$11/20での原子炉熱出力と黒鉛遮へい体温度の推移より、黒鉛遮へい体温度(83-5,6,7)は約97$$^{circ}C$$まで上昇しているが、定格熱出力到達後6日目でほぼ飽和している。なお、この期間内に熱出力校正を4回実施した。(11/14,15,16,18)(3) 定格時における熱出力測定の全誤差は、$$pm$$3.42%(=4.8MWt)である。MK-III炉心の熱設計で使用した原子炉熱出力誤差内(3.6%)である。(4) 核計装出力と原子炉熱出力との偏差を補正するために導入している「中性子検出信号への黒鉛温度フィードバックシステム(GAPS)」での補正係数を検討した。MK-III版GAPS補正係数の最確値は、今後継続してMK-III炉心での本格運転開始後データの蓄積を行い、十分検討を詰めた上で求めることとする。

報告書

「常陽」における燃料破損模擬試験; FEDL炉内試験(III)

伊藤 主税; 伊東 秀明; 石田 公一; 服部 和裕; 大山 一弘; 助川 一弥*; 村上 隆典; 皆藤 泰昭; 西野 一成; 青山 卓史; et al.

JNC-TN9410 2005-003, 165 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-003.pdf:12.66MB

高速実験炉「常陽」では、国の安全研究の一つである「燃料破損時の運転手法最適化に関する研究」の一環として、炉内で放出された核分裂生成物の挙動と燃料破損検出設備(FFD)及びシッピング法破損燃料位置検出設備(FFDL)の検出性能の評価を実施している。本研究では、MK-Ⅱ炉心において、試験用燃料要素の被覆管のガスプレナム部にスリットを設けてこれを照射する試験(昭和60年4月、FFDL炉内試験(I))、試験用燃料要素の被覆管の燃料カラム部にスリットを設けて照射する試験(平成4年11月、FFDL炉内試験(Ⅱ))を実施した。「常陽」は、MK-Ⅲ炉心への改造を完了し、平成16年度よりMK-Ⅲ炉心での本格運転を開始した。MK-Ⅲ炉心では、炉心構成等の変更に伴いFPのプラント系統内での振舞いが変化し、FFD設備やFFDL設備の感度・応答に影響を及ぼすことが考えられる。そのため、MK-Ⅲ炉心における燃料破損時のFPの振る舞いやFFD及びFFDL設備の性能を確認しておく必要がある。さらには、前回のFFDL炉内試験(Ⅱ)を実施してから約12年が経過しており、万一の燃料破損や、将来計画しているRTCB試験(燃料被覆管が破損に至るまで照射を継続する試験)に備え、MK-Ⅲ炉心運転時における燃料破損時のプラント運転手順を検証するとともに、対応能力の向上を図ることが重要である。そこで、平成16年11月11日から11月29日までの期間において、FFDL炉内試験(Ⅲ)を実施した。本試験では、MK-Ⅲ炉心において、燃料被覆管に人工欠陥を設けた試験用燃料要素を炉心中心に装荷して照射し、燃料破損を検知してから原子炉を停止して燃料を取り出すまでの一連のプラント操作を行い、燃料破損発生時における高速炉の運転手法を検証した。また、本試験において、運転・操作手順の改善や設備の改造・整備等の改善事項も摘出できた。今後は、これらの対応を図り、MK-Ⅲ炉心運転に備えるとともに、本試験結果を、将来のFBRの安全性の向上に反映させていく。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-III性能試験総合報告書

前田 幸基; 青山 卓史; 吉田 昌宏; 関根 隆; 有吉 昌彦; 伊藤 主税; 根本 昌明; 村上 隆典; 礒崎 和則; 干場 英明; et al.

JNC-TN9410 2003-011, 197 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2003-011.pdf:10.26MB

MK-Ⅲ改造工事を終了させた後、2003年6月末より、設計性能の確認及び照射炉としての基本特性の確認などを目的として計28項目の性能試験を実施し、11月に最終の使用前検査に合格した。本報告書では、性能試験の各項目毎に主な結果を報告する。

報告書

「常陽」-CEFR情報交換会議; 会議報告

大山 一弘; 青山 卓史

JNC-TN9200 2003-005, 175 Pages, 2004/03

JNC-TN9200-2003-005.pdf:17.64MB

「常陽」とCEFR及び「もんじゅ」の現状、技術開発の動向等について、情報交換を行う会議を平成16年2月26日に開催した。本会議を通じて、今後の協力として情報交換会議や技術者の相互派遣について議論があり、CEFR側の興味のある分野について確認できた。また、CEFR-「常陽」双方で高速実験炉のプラント経験に関する有意義な技術交流が図られた。

報告書

重金属冷却高速増殖炉の崩壊熱除去特性解析 - Pb-Bi冷却自然循環炉の熱流動特性評価手法整備 -

堺 公明; 森下 正樹; 岩崎 隆*; 大山 一弘*

JNC-TN9400 2001-052, 71 Pages, 2001/05

JNC-TN9400-2001-052.pdf:3.24MB

サイクル機構では、高速増殖炉の実用化戦略調査研究として、多様な冷却材を対象とした幅広い実用化像に関する設計研究を進めている。その中で、冷却材の一つの候補として、重金属である鉛-ビスマスが摘出されている。平成11$$sim$$12年度に実施された、実用化戦略調査研究・フェーズI研究では、鉛-ビスマスに適合するプラント概念として、自然循環方式の中型炉に着目した概念設計研究が進められた。本研究では、鉛-ビスマスを冷却材とするタンク型の自然循環炉について、崩壊熱除去特性を評価する観点から、既存の多次元蒸気発生器解析コード(MSG)とフローネットワーク型のプラント動特性解析コードであるSuper-COPDコードを結合し、統合型プラント動特性解析コードを構築した。また、それらのコードを用いて、ANLにて設計研究が進められているSTAR-LM炉を対象として、事故時動特性解析及び炉心熱流動解析を実施した。さらに、概念設計研究が実施されたPb-Bi冷却自然循環中型炉を対象として、定格時の炉容器内の熱流動及び崩壊熱除去系を用いた過渡流動特性を評価した。その結果、整備を実施した統合型プラント動特性解析コードについて、自然循環炉の起動から定格定常状態の達成評価、核特性を考慮した事故時のプラント動特性、炉心内の自然循環による流量配分、蒸気発生器ヘリカルコイル各層の蒸気温度評価、崩壊熱除去系による過渡特性評価等への適用性を確認するとともに、それらについて自然循環炉の基本的な熱流動特性を明らかにした。

報告書

各種燃料炉心の事故後熱除去特性比較解析作業

大山 一弘*; 渡辺 収*; 小山 和也*

JNC-TJ9410 2001-002, 93 Pages, 2000/03

JNC-TJ9410-2001-002.pdf:1.8MB

FBRサイクル開発戦略調査研究では、従来から開発が進んでいる MOX燃料-ナトリウム冷却の高速増殖炉のみではなく、燃料については金属、窒化物等、冷却材についてはガス、水、鉛冷却等を組み合わせた種々の増殖炉概念についての比較検討が行われている。本作業では、技術的には考えられないが、影響の大きさの点で重要な事象である炉心崩壊事故を炉容器内で終息させるための事故後崩壊熱除去能力の解析を、開発戦略調査研究で候補として挙げられている種々の概念について行い、種々の増殖炉概念についての比較検討を安全面から行うことを目的としている。本作業では予備的評価として、燃料及び冷却材の違いが事故崩壊熱除去に与える影響の大きさを把握するため、実用化炉心候補と考えられる燃料/冷却材の概念(3種類の燃料(MOX,金属、窒化物)と4種類の冷却材(ナトリウム、鉛、水、炭酸ガス)の組み合わせについて、損傷炉心が体積した常態を想定し、継続して徐熱、保持の可能な堆積厚さを評価して比較検討を行った。なお評価には、DEBRIS-MDコードを1次元モジュール化したコードを使用した。 DEBRIS-MDコードは、ナトリウム冷却材向けに開発されたものであり、鉛冷却材、水冷却材及び炭酸ガス冷却材も解析対象とするため、別途、物性値データ及び熱伝導モデル式の修正を行い、解析に使用した。また、デブリ冷却用の流路構成を自由に選べる1次元フローネットワークコードを開発し、上記の1次元モジュール化したコードと結合することによって、炉容器内に堆積したデブリの状態を炉容器及び冷却系内の熱輸送とともに解析するコード「DEBNET」を整備した。さらに、DEBNETの基本的な解析機能を確認する目的で600MWe級の大型FBRを対象とした試計算を行い、妥当性を確認した。

口頭

大型ナトリウム冷却高速炉における炉容器上部プレナム部の熱流動設計

大山 一弘*; 渡辺 収*; 山野 秀将

no journal, , 

大型ナトリウム冷却高速炉概念設計を成立させるうえで重要な原子炉容器上部プレナム内の熱流動課題のうち、サーマルストライピング,ガス巻き込み及び液中渦を対象として設計成立性評価を行った。

口頭

ナトリウム冷却高速炉のUIS下部における高サイクル熱疲労に関する研究; 温度変動緩和方策の定量的評価

小林 順; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹; 大山 一弘*; 渡辺 収*

no journal, , 

FBRサイクル実用化研究開発(FaCT)において開発が進められているナトリウム冷却高速炉に採用されている切込み付きコラム型炉上部機構(UIS)の下部において、低温の制御棒チャンネルと高温の燃料集合体との温度差で生じる温度変動が、UIS下部構造に高サイクル熱疲労(サーマルストライピング)を与える可能性がある。このUISは胴のない内部に流れを通す新しい概念となっており、切込みを含むUIS下部の流れが従来の炉と全く異なる。そのため、UIS下部における高サイクル熱疲労の評価及び緩和策を得ることを目的に、実機の上部プレナムを1/3スケール60$$^{circ}$$セクタでモデル化した試験体を用い、水流動試験を実施している。前報では、低温チャンネル近傍の温度分布の特徴について報告した。今回は、主炉停止系制御棒チャンネル近傍における温度変動低減方策の効果を定量的に把握することを目的とした温度分布測定結果について報告する。温度計測による定量的な評価の結果、温度変動を緩和できる見通しが得られた。

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