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論文

EBR-II passive safety demonstration tests benchmark analyses; Phase 2

Briggs, L.*; Monti, S.*; Hu, W.*; Sui, D.*; Su, G. H.*; Maas, L.*; Vezzoni, B.*; Partha Sarathy, U.*; Del Nevo, A.*; Petruzzi, A.*; et al.

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.3030 - 3043, 2015/08

IAEA主催の「EBR-II炉停止のための熱除去試験に係るベンチマーク解析」研究共同プロジェクトは4年計画のうち3年目となっている。本プロジェクトには11ヶ国19機関がEBR-IIで行われた炉停止のための熱除去試験の内最も厳しい過渡試験の内の2ケースについて解析を実施してきた。ベンチマーク仕様に基づき炉心及び1次主冷却系の解析モデルを構築し解析を実施した。本プロジェクトのPhese 1ではブラインド解析が実施され測定データと比較・評価された。Phase 2では、Phese 1で試験データと合わなかった箇所を検討し解析モデルの改良を実施した。本論文では、最新の解析結果及び残された作業の実施方針を記載した。

論文

Inter-subassembly heat transfer of sodium cooled fast reactors; Validation of the NETFLOW code

望月 弘保

Nuclear Engineering and Design, 237(19), p.2040 - 2053, 2007/10

 被引用回数:21 パーセンタイル:16.66(Nuclear Science & Technology)

本論文は、NETFLOWコードのナトリウム冷却高速炉集合体出口温度予測適用について述べている。これまで、原子力教育ツールとしてのこのプラント動特性解析コードは、水やナトリウム冷却体系での施設や原子炉で得られたデータで検証されてきた。高速実験炉常陽では100MW照射炉心を用いて、自然循環試験が行われ、高速増殖炉原型炉「もんじゅ」ではタービントリップ試験が行われた。これらの試験結果が、集合体間熱移行を計算するためのモデルを検証するデータとして選定された。常陽の1次系と2次系の自然循環試験解析を通じて、集合体間の径方向熱移行を計算するモデルは、集合体出口温度を適切に評価した。「もんじゅ」の集合体出口温度についても良い一致が得られた。これらの検証を通じて、一次元のプラント動特性コードNETFLOWが、インターラッパーフローによる伝熱を考慮しない集合体間熱移行モデルでも出口温度を評価できることが示された。

論文

Development of a versatile plant simulation code with PC

望月 弘保

Proceedings of 2007 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2007) (CD-ROM), 9 Pages, 2007/05

本論文はプラント解析コードNETFLOWの開発について述べたものである。原子炉補機冷却系の熱水力解析用に開発したコードは、軽水炉ばかりでなく液体金属冷却高速炉(LMFR)も解析できるように拡張された。LMFRへの適用性を向上させるため、自然循環特性に関係するモデルを改良した。これらは、集合体間熱移行モデルと空気冷却器の伝熱モデルである。高速実験炉常陽における原子炉トリップ後の全系自然循環解析を行い、試験結果と解析が一致する結果を得た。

論文

Analysis of the Chernobyl accident from 1:19:00 to the first power excursion

望月 弘保

Nuclear Engineering and Design, 237(3), p.300 - 307, 2007/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.45(Nuclear Science & Technology)

多くの研究者は、チェルノブイリ事故の根本原因がまだ明らかになっていないと報告している。多くの研究者は、詳細な熱流動の解析を行わないで事故を検討しているため、核計算と結合した熱水力計算をチェルノブイリ4号炉で記録されたデータに基づいて行った。1時19分から最初の核暴走が起こるまでのプラント諸量がトレースできた。1$$beta$$より若干小さな量のポジティブスクラム現象が直接の原因である可能性が高く、この現象は原子炉の出力を暴走させるための引き金になった。

論文

Verification of NETFLOW code using plant data of sodium cooled reactor and facility

望月 弘保

Nuclear Engineering and Design, 237(1), p.87 - 93, 2007/01

 被引用回数:9 パーセンタイル:40.68(Nuclear Science & Technology)

軽水の単相流,二相流に関して開発されたモデルに基づいて、パソコン上で液体金属炉に適用できるNETFLOWコードが開発されてきた。このコードの機能は、軽水流動体系とナトリウム流動体系での個別効果試験で検証されてきた。このコードを、ナトリウム冷却の高速炉に適用するために、50MW蒸気発生器や「もんじゅ」のデータを用いて、幾つかの機能について検証が行われた。最終的に、「もんじゅ」でのタービントリップ試験の解析を行い、試験結果との比較がなされた。これらの検証において良い一致が得られた。この研究の結果、コードが学生の教育用ツールとして利用できそうである。

報告書

NETFLOWコードによるプラント挙動解析

望月 弘保

JNC-TN9400 2005-004, 44 Pages, 2005/04

JNC-TN9400-2005-004.pdf:1.3MB

圧力管型炉や軽水炉などの軽水単相・二相流の解析用に開発したコードをベースに、液体金属の流動体系でも解析できるコードNETFLOWが開発されている。液体金属流に関する数値解析の論理は、SSCコードを参考にしており、さらに発展させて安定的に高速で解析できるようになっている。コードの利用方法は、パソコン内に電子化されたマニュアルを見ながらデータの作成を行い、そのまま解析を行うようになっている。本コードについては、軽水炉の体系について、個別効果試験で機能の検証を行うと共に、実プラントや実験装置の流動伝熱に対しても多くの使用実績がある。本報告では、液体金属の流動体系での試験解析を行うことにより、解析コードの適用性を評価すると共に問題点を摘出した。評価対象とした試験は、50MW蒸気発生器定常試験、PLANDTLを用いた自然循環実験、「もんじゅ」2次系自然循環試験、「もんじゅ」タービントリップ試験である。解析コードは、これらの評価対象とした試験の結果をほぼトレースすることができ、液体金属を冷却材としたプラントの過渡流動伝熱を実現象より1000倍程度早く予測できた。しかしながら、精度を向上するためには、さらなる改良が必要であることもわかった。

報告書

大洗FBRサイクルシンポジウム2004; 世界の進路と「常陽」、「もんじゅ」の役割

小井 衛; 望月 弘保

JNC-TN9200 2004-001, 335 Pages, 2004/06

JNC-TN9200-2004-001.pdf:35.21MB

2月27日、大洗工学センターで、世界の進路と「常陽」、「もんじゅ」の役割をテーマに、大洗FBRサイクルシンポジウム2004を開催した。地域の皆様をはじめ、国内外のFBRサイクル技術開発の専門家や学生など約400名に参加いただいた。

論文

Density wave oscillation beyond dryout under forced circulation

望月 弘保

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(1), p.76 - 84, 2001/00

本論文は、ATRの流動体系において、強制循環時の密度波振動発生限界と自然循環時のフローパターン遷移型流動振動について研究した結果を述べている。大型熱ループ(HEL)を用いた従来の強制循環の実験結果をTARECS-2コードで解析すことによって、流動が大きい場合には、ドライアウト特性曲線の上側にこれまで未確認の流動振動域があることを予測していた。そこでATR安全性試験装置を用いた高流動・高出力の試験を実施して、予測された振動が存在することを確認し、その挙動を解析した。また、低出力自然循環時に「ふげん」とHTLで発生し、BWRや出口間に傾斜を有する装置では生じない流動振動が、フローパターン遷移型の流動振動であることを水/空気試験で照明し、その振動は、炉心出口管の水平部を最低2度に傾斜させれば防止されることを見出した。

論文

A Validation of ATR LOCA Thermal-hydraulic Code with a Statistical Approach

望月 弘保

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(8), p.697 - 709, 2000/00

ATRの破断解析コードに統計的手法を適用して,炉心等の一次循環系の製作公差や熱水力相関式の誤差が,流動と被覆管の温度挙動に与える揺らぎの幅を解析評価する手法を開発した。用いているATRの破断解析コードSALIANは,スリップを考慮した1流速熱平衡モデルの最適予測コードであり,本コードに確率密度関数で与えた種々の誤差を考慮した入力値をモンテカルロ法で与えることによって,試行回数文の破断解析を行う。この結果,流動及び被覆管温度挙動は,最適予測の周りに拡がりをもった曲線群として得れらる。本手法による解析結果を,ATR実規模安全性試験装置を用いて実施した下降管大破断実験の結果と比較することによって,手法の妥当性を検討した。

論文

Evaluation Method of Check-Valve Integrity during Sudden Closure using Thermal-Hydraulic and Structural Analyses

望月 弘保

Nuclear Engineering and Design, 200, p.273 - 284, 2000/00

本研究は、新型転換炉の流動体系において、再循環ポンプ吐出管破断時の逆止弁閉鎖特性に関して実験し、解析評価したものである。従来、逆止弁の直近で破断が生じた場合には、簡易的構造評価では逆止弁が破損してしまう結果となっていた。そこで、このような状況を模擬した逆止弁閉鎖実験を高温・高圧化での直近破断状態で実施し、流動特性を計測すると共に、弁ディスクの変形状態を計測した。実験より、弁ディスクの健全性が保たれる事が明確になると共に、伝熱流動については、HITSLコードで解析できるようにモデル構築を行い、弁ディスクの閉鎖速度、圧力挙動に関して実験し、実験後の弁ディスク変形計測値と解析結果を比較することで手法の妥当性を示した。

論文

Heat Removal Characteristics from a 36-rod Fuel Bundle in a Tube by Radiative Heat Transfer during LOCAs without Emergency Coolant Injection

望月 弘保; 稲田 卓

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 0 Pages, 1997/00

本論文では,ATR炉で大破断事故が発生した後,非常用炉心系が作動せず,燃料温度が高温になった場合の重水による崩壊熱除去特性実験及びその解析結果について報告している。使用している圧力管とカランドリア管は,「ふげん」で用いているものと材質,寸法ともに同一で,表面の酸化についても模擬して実験した。このような圧力管カランドリア管の体系にインコネル製の36本クラスターヒーターを装荷し,重水の状態が満水状態にある場合と,ダンプされてカランドリアタンクの底から1mの深さになる場合がある事を考慮し,これら2つの状態に対して被覆管温度を1000$$^{circ}C$$近傍まで上昇させて重水による除熱と圧力管/カランドリア管ギャップのCO2のサーモサイフオニングを計測した。実験結果を燃料集合体詳細伝熱が解析できるようにモデルを改良したHESTIAコードとシビアアクシデント解析用にNRCが解析比較す,整備したコードがサーモサイフ

論文

Evaluation Method of Check-Valve Integrity during Sudden Closure using Thermal-Hydraulic and Analysis

望月 弘保

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 0 Pages, 1997/00

本研究は、新型転換炉の流動体系において、再循環ポンプ吐出管破断時の逆弁閉鎖特性に関して実験し解析したものである。従来、逆止弁の直近で破断が生じた場合には、簡易的構造評価では逆止弁が破損してしまうような結果となっていた。そこで、このような状況を模擬した逆止弁閉鎖実験を高温高圧下での弁直近破断状態で行い、伝熱流動を計測するとともに弁ディスクの変形状態を計測した。実験より、弁ディスクの閉鎖速度、圧力挙動に関して試験結果を再現出来た。構造変形挙動に関しては、DYNA-3Dコードを用いて、流動解析とリンクした解析を行う方法を提案し、試験後の弁ディスク変形計測値と解析結果を比較することで手法の妥当性を示した。

報告書

新型転換炉 実規模圧力管破断試験 -平成7年度成果-

川又 伸弘; 望月 弘保

PNC-TN9450 96-053, 1244 Pages, 1996/11

PNC-TN9450-96-053.pdf:32.14MB

ATR実証炉の圧力管集合体は、技術的には破断が起こるとは考え難いが、圧力管型炉の安全裕度を確認するために圧力管破談試験を行い、圧力管単管破断時のカランドリア管の健全性及び燃料冷却性、並びに圧力管/カランドリア管同時破断時の隣接チャンネル等の健全性及び燃料冷却性について検討し、圧力管破断事故評価手法を確立する。 平成7年度は、これまでに実施した圧力管単管破断試験の試験後試験体の燃料変形形状及びカランドリアタンクの変形形状の測定等を実施した。 また、これまでに実施した試験及び検証解析のとりまとめを行い、圧力管単管破断時のカランドリア構造物健全性及び燃料冷却性について総合的に評価した。 (1)圧力管破断試験装置の保守 定期検査を実施し、加温ボイラについては法令で定められた性能検査に合格した。また、カランドリア構造物健全性試験で変形したカランドリアタンクを補修するとともに、リース物件の撤去を実施した。 (2)試験体の製作 圧力管/カランドリア管同時破断試験(開口面積2A相当)用の予備試験体製作準備及び模擬燃料集合体部品を製作した。 (3)圧力管破談試験 隣接構造物への影響及びカランドリアタンク内の圧力挙動を確認するための圧力管/カランドリア管同時破断試験(開口面積2A相当)の準備を実施した。 またカランドリア管健全性試験(CTI-3;開口面積2A相当)の試験後試験体の燃料形状を測定し、その変形量がPCTに影響しない程度であることを確認した。さらに、一連の圧力管破断試験後、カランドリアタンクの変形形状を測定し、圧力管/カランドリア管同時破断試験時の内圧上昇によって、上管板外周部に塑性変形が生じていることを確認した。

報告書

新型転換炉 実規模圧力管破断試験 -平成6年度成果-

川又 伸弘; 望月 弘保

PNC-TN9450 96-051, 750 Pages, 1996/11

PNC-TN9450-96-051.pdf:19.41MB

ATR実証炉の圧力管集合体は、技術的には破断が起こるとは考え難いが、圧力管型炉の安全裕度を確認するために圧力管破断試験を行い、圧力管破断時カランドリア管の健全性及び燃料冷却性、並びに圧力管及びカランドリア管同時破断時の隣接チャンネル等の健全性及び燃料冷却性について検討し、圧力管破断事故手法を確立する。平成6年度は、破断チャンネルと隣接チャンネルに実機材料を用いたカランドリア構造物健全性試験、並びに同時破断時の燃料冷却性試験等を実施した。また、圧力上昇を評価する手法の検証解析を行った。1圧力管破断試験、圧力管破断時のカランドリア管の健全性裕度評価に資するために、照射材カランドリア管材料を用いて、圧力管破断時に生じるカランドリア管の高速歪速度を包絡する歪速度条件下で引張試験を実施し、機械的材料測定を測定した。圧力管衝突時の歪速度条件(100/S)での引張速度は約82KG/MM2、破断伸びは約10%であった。また、同時破断時のき裂長を燃料集合体の有効発熱長とすることにより、カランドリア構造物に対する負荷が最大となるカランドリア構造物健全性試験(NCI-2)を実施した。この結果、タンク内圧は第一隣接管部及びタンク壁部共に約30KG/CM2程度のピーク値であること、冷却材ジェット力は、第一隣接部で約11KG/CM2のピーク値であること等のカランドリア構造物への負荷挙動が明らかとなった。さらに、再循環ポンプ周辺部において破断が発生した際の圧力管内の圧力挙動を確認する破断時圧力挙動試験を実施した。その結果、圧力管内には水撃圧力は発生しないことが確認された。2検証解析、同時破断時のカランドリアタンク内の内圧上昇を評価する手法を検証するため、HIPWAPコードにより圧力管及びカランドリア管同時破断試験の試験解析を行うことにより、内圧挙動に関する試験結果の再現性及び適用性を確認した。また、本コードにより平成7年度に実施予定の同時破断試験(開口面積2A相当)の予備解析を実施した結果、カランドリアタンク壁で約8KG/CM2の圧力上昇となる解析結果が得られた。

報告書

新型転換炉 実規模圧力管破断試験 -平成5年度成果-

川又 伸弘; 望月 弘保

PNC-TN9450 96-046, 852 Pages, 1996/11

PNC-TN9450-96-046.pdf:20.16MB

ATR実証炉の圧力管集合体は、技術的には破断が起こるとは考え難いが、圧力管型炉の安全裕度を確認するために圧力管破断時のカランドリア管健全性及び燃料冷却性、ならびに圧力管/カランドリア管同時破断時の隣接チャンネル等の健全性及び燃料冷却性について検討し、圧力管破断事故評価手法を確立する。平成5年度は、破断チャンネルと隣接チャンネルに実機材料を用いてカランドリア管健全性試験の評価を行うと共に、破断チャンネルと隣接チャンネルに実機材料を用いてカランドリア構造物健全性試験を実施した。また、圧力管破断時の負荷ならびに燃料の冷却性を評価する方法、ならびに圧力管-カランドリア管同時破断時のカランドリアタンク内圧上昇を評価する手法の検証解析を行った。

報告書

新型転換炉 実規模圧力管破断試験-平成4年度成果-

川又 伸弘; 望月 弘保

PNC-TN9450 96-045, 595 Pages, 1996/11

PNC-TN9450-96-045.pdf:12.01MB

ATR実証炉の圧力管集合体は、技術的には破断が起こることは考えて難いが、圧力管型炉の安全裕度を確認するために圧力管破断試験を行い、カランドリア管の健全性並びに燃料冷却性について評価する。また、圧力管及びカランドリア管の同時破断試験を行い、隣接チャンネル及びカランドリアタンクの健全性並びに燃料冷却性について評価し、圧力管破断事故評価手法を確立する。平成4年度は、カランドリア管健全性試験等を行い、圧力管破断評価コードの検討解析作業を行った。また、圧力管-カランドリア管同時破断時のカランドリアタンク内圧上昇試験及び燃料冷却性に関する試験解析作業を行った。1圧力管破断試験、圧力管破断時カランドリア管の内圧管のカランドリア管内面への衝突等カランドリア管にかかる負荷挙動を実証的に解明するため、実機と同一の構造材料を用いたカランドリア管健全性試験を、限界き裂長さ程度の圧力管き裂長条件(0.3M)で実施し、圧力管破断時にもカランドリア管は破損に至らないことを確証した。さらに、圧力管、カランドリア管同時破断時カランドリアタンクの内圧挙動を解明するための内圧上昇試験をき裂長さ1M、破断圧力74KG/CM2の条件で実施した。その結果、解析コード検証用データを得ると共に昨年度までの試験結果と合わせて破断圧力の増加転圧力において圧力管、カランドリア管が同時に破断しても、制御棒の大部分は健全性を維持し、炉停止機能は確保できる見通しを得た。2検証解析、熱流動解析コードを用いて、破断時熱流動挙動解析試験の試験解析を行い、解析コードはアニュラス部の圧力ピーク値を保守性をもって評価できることを確認した。さらに実機についても予備的な解析を行い、圧力管破断時には燃料の発熱により、破断チャンネル内のボイドがすべて潰れることはなく、ウォーター・ハンマは緩和され、カランドリア管内圧力はシステム内圧を超えないことを確認した。また、今年度実施した、カランドリアタンク内圧上昇試験の試験解析を行い、これまでの定圧および、中圧でのでの破断試験解析と同様に試験結果試験結果を良く再現する結果が得られた。また、実機ならびに平成5年度に実施する予定の隣接構造物健全性試験についても予備的解析を実施し、実機の同時破断時にカランドリアタンク壁部内圧は全長破断時で約20KG/CM2、部分長1Mで約12KG/CM2、NCI-1試験で

報告書

新型転換炉実規模圧力管破断試験; 平成3年度成果

川又 伸弘; 望月 弘保

PNC-TN9450 96-043, 694 Pages, 1996/09

PNC-TN9450-96-043.pdf:15.83MB

ATR実証炉の圧力管集合体は、技術的には破断が起こるとは考え難いが、圧力管型炉の安全裕度を確認するために圧力管破断試験を行い、カランドリア管の健全税並びに燃料冷却性について評価する。また、圧力管及びカランドリア管の同時破断試験を行い、隣接チャンネル及びカランドリアタンクの健全性並びに燃料冷却性について評価し、圧力管破断事故手法を確立する。平成3年度は、破断時熱流動挙動試験、カランドリア管健全性試験等を行い、圧力管破断評価コードの検証解析作業を行った。また、圧力管-カランドリア管同時破断時のカランドリアタンク内圧上昇試験及び燃料冷却性に関する試験解析作業を行った。1圧力管破断試験装置の保守、定期検査を実施し、加温ボイラーについては法令で定められた性能検査に合格した。また、同時に破断試験で変形した試験装置の摸擬カランドリア管の補修を行った。2試験体の製作、内圧上昇試験体、質量摸擬燃料集合体等を製作すると共に、計測用センサーの部を購入した。3圧力管破断試験、圧力管破断時のアニュラス部の冷却材圧力、温度の挙動、圧力管のカランドリア管への衝突等カランドリア管に係わる負荷挙動を解明するため破断時熱流動挙動試験をき裂長がやや短いケース(2M)と、長いケース(3.7M)について実施し、き裂長の差による負荷挙動の違いを明きらかにした。また、実機と同一の構造材料を用いるカランドリア管健全性試験を予き裂長が極めて短いケース(0.3M)について実施し、破断モードが異なっても圧力管破断時にカランドリア管が破損に至らないことを確認した。さらに、圧力管、カランドリア管同時破断のカランドリアタンク内の圧力挙動を解明するための内圧上昇試験を圧力管の破断圧力を50KG/CM2のケースについて実施して、破断圧力の違いによるカランドリアタンク内圧力上昇挙動の違いを明らかにした。4検証解析、構造解析コードを用いて、カランドリア管健全性試験の試験解析を行い評価モデルの予測精度を明らかにした。また、カランドリアタンク内圧上昇試験の試験解析を行い、ない圧上昇を支配するパラメータを明らかにすると共に、評価モデルの検討を行った。さらに燃料冷却性について、評価モデルの検討を行った。5圧力管破断時燃料冷却試験、サブチャンネル解析コードにより、圧力管破断時を想定した燃料冷却性試験の試験解析を行って、評価モデルの予測精度を

報告書

新型転換炉 実規模圧力管破断試験 -平成2年度成果-

川又 伸弘; 望月 弘保

PNC-TN9450 96-039, 620 Pages, 1996/08

PNC-TN9450-96-039.pdf:14.84MB

ATR実証炉の圧力管集合体は、技術的には破断がおこることは考え難いが、圧力管型炉の安全裕度を確認するために圧力管破断試験を行い、カランドリア管の健全性並びに燃料冷却性について評価する。また、圧力管及びカランドリア管の同時破断試験を行い、隣接チャンネル及びカランドリアタンクの健全性並びに燃料冷却性について評価し、圧力管破断事故評価手法を確立する。平成2年度は、実機材料を用いたカランドリア管健全性試験、圧力管破断時の燃料冷却性試験等を行い、圧力管破断評価コードの検証を行った。また、圧力管-カランドリア管同時破断時のカランドリアタンク内圧昇試験及び燃料冷却性に関する予備解析作業を行った。1圧力管破断試験装置の保守及び試験体の製作法令で定められた定期検査を実施すると共に、試験装置の摸擬カランドリア管の補修を行い、交換用に予備の摸擬カランドリア管を製作した。また、計測用センサーの一部を購入すると共に、内圧上昇試験体、質量摸擬燃料集合体を製作した。2圧力管破断試験、圧力管破断時のマニュアル部の冷却材圧力、温度の挙動、圧力管のカランドリア管への衛突等カランドリア管にかかる負荷挙動を解明するため破断時熱流動挙動試験を裂長が短い(1M)場合について実施して、裂長が短い(3.7M)場合との負荷挙動の違いを明らかにした。また、実機と同一の構造材料を用いてカランドリア管健全性試験を行い、圧力管破断時にカランドリア管が破損に至らないことを確証した。さらに圧力管、カランドリア管同時破断時のカランドリアタンク内の圧力挙動を解明するための内圧上昇試験をき裂長の長い(3.7M)場合と短い(1.0M)場合について、き裂長の違いによるない圧上昇挙動の違いを明らかにした。3検証解析、流動解析コード及び構造解析コードを用いて、破断時熱流動挙動試験及びカランドリア管健全性試験の試験解析を行い評価モデルの予測精度を明らかにした。さらに、同時破断時の燃料冷却性試験を行い、破断チャンネル内の燃料集合体のドライアウト限界、ドライアウト後の被覆管表面温度挙動を明らかにした。また、サブチャンネル解析コードにより、試験解析を行って、評価モデルの予測精度を明らかにした。

報告書

新型転換炉実規模圧力管破断試験; 平成元年度成果

川又 伸弘; 望月 弘保

PNC-TN9450 96-038, 559 Pages, 1996/08

PNC-TN9450-96-038.pdf:18.35MB

ATR実証炉の圧力管集合体は、技術的には破断が起こるとは考え難いが、圧力管型炉の安全裕度を確認するために圧力管破断試験を行い、カランドリア管の健全税並びに燃料冷却性について評価する。また、圧力管及びカランドリア管の同時破断試験を行い、隣接チャンネル及びカランドリアタンクの健全性並びに燃料冷却性について評価し、圧力管破断事故手法を確立する。平成元年度は、圧力管破断試験装置の据付と、流動特性試験を実施して、圧力管破断評価コードの検証を行った。また、圧力管破断時の燃料冷却性並びに圧力管-カランドリア管同時破断時の燃料冷却性に関する予備解析作業を行った。1圧力管破断試験装置の保守及び試験体の製作、法令で定められた定期検査を実施すると共に、一部の計測系電源用として無停電電源装置(動燃所有)を据付けた。圧力管破断時にカランドリア管も同時に破断した場合のカランドリア内の圧力挙動を評価するための計測用センサーの一部を購入すると共に、内圧上昇試験用体、及び実機材料試験体取付け用カランドリアタンク試験部上下看板等を製作した。2圧力破断試験、圧力破断試験時のアニュラス部の冷却材圧力、温度の挙動、カランドリア管への熱衝突、衝突等カランドリア管にかかる負荷挙動を解明するための破断時熱流動挙動試験を実施して、最下点圧力に至る圧力管管内圧力挙動を解明すると共に亀裂速度がカランドリア管の歪に大きく影響を及ぼすことを明らかにした。又、圧力管、カランドリア管同時破断時のカランドリアタンク内の圧力挙動を解明するための内圧上昇試験及び同時破断時の燃料冷却特性を確認する試験を実施して、内圧上昇の支配的パラメータを明らかにした。又、実機材料を用いたカランドリア管前性試験に先立ち圧力管破段条件及び初期欠陥深さと亀裂新展開速度との関係を確認するための実機材料圧力管バースト試験を実施して、加工条件評価式並びに加工法を決定した。3検証実績、流動解析コード及び構造解析コードを用いて、本年度実施する圧力管破断試験に関して試験解析を行い評価モデルの検討を行い、PNCで開発したモデルを用いて、圧力管破断時及び同時破断時の燃料冷却性試験の予備解析を行った。4圧力管破断時燃料冷却性試験、試験装置の製作は、摸擬燃料ピンの組立加工及び耐圧容器据付まで実施した。

報告書

新型転換炉 実規模圧力管破断試験 -昭和63年度成果-

川又 伸弘; 望月 弘保

PNC-TN9450 96-035, 406 Pages, 1996/08

PNC-TN9450-96-035.pdf:9.53MB

ATR実証炉の圧力管集合体は、技術的には破断が起こるとは考え難いが、圧力管型炉の安全裕度を確認するために圧力管破断試験を行い、カランドリア管の健全性並びに燃料冷却性について評価する。また、圧力管及びカランドリア管の同時破断試験を行い、隣接チャンネル及びカランドリアタンクの健全性並びに燃料冷却性について評価し、圧力管破断事故評価手法を確立する。昭和63年度、圧力管破断試験装置の据付と、流動特性試験を実施して、圧力管破断評価コードの検討を行った。また、圧力管破断時の燃料冷却性並びに圧力管-カランドリア管同時破断時の燃料冷却性に関する予備解析作業を行った。1圧力管破断試験装置の据付、圧力管破段事象を想定し、圧力管が破断した場合のカランドリア管健全性、隣接管等の健全性及び燃料冷却性を評価するために、前年度製作した実機摸擬試験装置の搬入・据付耕治及び試験運転を実施した。また、同時破断試験に使用する試験体を製作した。2圧力管破断試験、流動特性試験を実施し圧力管破断時のアニュラス部の冷却材圧力、温度の挙動、カランドリア管への熱TRUST-1衝撃、衝撃等カランドリア管にかかる負荷挙動を明らかにした。その結果、支配的な負荷は内圧上昇と衝撃力であった。また、それぞれの負荷の最大値が生じる時間は異なっているので、別々に評価し重ね合わせることができる。また、実機材料を用いたカランドリア管健全性試験に先立ち実機材料バースト試験を実施し、圧力管破断時の挙動、及び破断後開口形状を確認した。2検証解析、流動解析コード及び構造解析コードを用いて、本年度実施した流動特性試験の実験解析を行い評価モデルの検討を行い、今後のモデル改良の方向付けを行った。また、サブチャンネル解析コード及び汎用熱流動解析コード等を用いて、圧力管破断試験及び同時破断試験の燃料冷却評価に必要な予備解析を実績した。

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