Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
中島 鐵雄; 斎藤 裕明*; 逢坂 俊郎*
Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. C, p.1 - 6, 1991/08
FEMAXI-IVは、通常時及び異常な過渡時における軽水炉燃料の熱的及び力学的な挙動を解析する計算コードである。本コードの主な目的は、ペレットと被覆管の力学的相互作用(PCMI)による被覆管内の応力・歪分布計算、及び運転中、特に過渡時のFPガス放出率計算である。このため、本コードでは力学的挙動の解析に有限要素法を採用し、PCMIを考慮した複雑な応力計算を行えると共に、FPガス放出挙動の解析には機構論的モデルを採用し、詳細なFP放出挙動の計算が行える。本コードは3つのサブコードから構成され、それらは(1)熱的挙動サブコード、(2)全体的な力学的挙動計算サブコード、(3)局所的な力学的挙動計算サブコードである。本コードは、ハルデン計画、スタズビック計画等から入手したデータを用いて入念に検証を行なった。本論文は、FEMAXI-IVコードの概要と計算結果を紹介するものである。
安保 則明; 中島 鐵雄; 横村 武宣
JAERI-M 88-257, 51 Pages, 1988/12
当室は62年度から改良舶用炉の概念確立設計を実施しており、62年度は炉構成の最適化研究として、最適炉心および炉プラント構成要素の最適化の検討を行った。本レポートは、最適炉心の検討における最適炉心の丸棒燃料(及び参考用として3種類のサーベイ炉心の丸棒燃料)について、舶用炉燃料としての要件である負荷変動時の燃料健全性を確認するための参考として、燃料挙動解析コードFEMAXI-IVによる耐PCI(ペレット-被覆管相互作用)性能解析を行い、各燃料棒の負荷変動時の挙動の評価を実施したものである。
市川 逵生; 内田 正明; 柳澤 和章; 中村 仁一; 中島 鐵雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(8), p.609 - 614, 1988/08
被引用回数：2 パーセンタイル：37.29(Nuclear Science & Technology)原研は1967年からノルウエーのHBWR炉において燃料計装を利用して燃料の照射試験を実施している。その主な目的はペレット・被覆相互作用の研究であった。特に被覆管の直径測定を含む燃料研究に重点をおいて研究を行った。実験条件は定常照射、出力急昇、出力サイクルにわたっている。実験から得られたデータは燃料ふるまいコードFEMAXIの開発と検証に用いられた。本論文は実験から得られた主要な成果をとりまとめたものである。
安保 則明; 中島 鐵雄; 横村 武宣
JAERI-M 88-049, 57 Pages, 1988/03
改良舶用炉の試設計研究で設計を実施した3炉型4炉心の内、丸棒燃料を評価するために、丸棒燃料の燃料特性について調査、検討するとともに、舶用炉燃料としての要件である耐負荷変動性能を確認するために、耐PCI(ペレット-被覆管相互作用)性能解析による試設計3燃料棒の負荷変動時の挙動の評価を実施した。
中島 鐵雄; Ki-S.Sim*
Res Mech., 25, p.101 - 128, 1988/00
軽水炉燃料は、低出力で照射した後に急激な出力上昇を受けると被覆管が破損することがある。この出力急昇時に起こる破損は、ペレットと被覆管の力学的相互作用と、よう素等の腐食性FPによる化学的作用が重畳して引き起こされる応力腐食割れであることがわかっている。被覆管が破損を起こす限界の破損しきい出力は、スタズビック計画等の出力急昇試験によって実験的に得られている。この破損しきい値を燃料挙動解析コードFEMAXI-IVを用いて、被覆管の応力、ギャップ内FPガス濃度等で評価することを試みた。
中島 鐵雄; 斉藤 裕明*
Nucl.Eng.Des., 101, p.267 - 279, 1987/00
被引用回数：25 パーセンタイル：89.25(Nuclear Science & Technology)FPガスのペレット/被覆管のギャップへの放出は、ギャップの熱伝達率を悪化させ、燃料温度の上昇を引き起こすとともに内圧を増加させる。燃料温度は燃料のふるまいに大きく作用するため、FPガス放出量の予測は計算コードにおいて最も重要な部分と言える。FEMAXI-IVでは、FPガス放出モデルにこれまで、Boothの等価球による拡散放出モデルを改良して用いてきた。Boothのモデルでは、FPガスの潜伏期間が考慮されておらず、燃焼の早い時期からFPが放出される。そこで新たに、FPガスの粒界での挙動を考慮した一層機構的なモデルに改良した。このモデルでは、照射に伴う気泡の形成、気泡あるいは粒界によるトラッピング、粒成長を考慮している。本報では、このモデルの概要と、これを用いてストゥーズビックランプ計画により得られたFPガス放出データを解析した結果を報告する。
中島 鐵雄; 市川 逵生; 岩野 義彦*; 伊東 賢一*; 斎藤 裕明*; 鹿島 光一*; 木下 幹康*; 大久保 忠恒*
JAERI 1298, 90 Pages, 1985/12
FEMAXI-IIIは軽水炉燃料棒の照射中における熱的及び力学的なふるまいを解析する計算コードである。FEMAXI-IIIは燃料棒全長の総合的まふるまいを全照射期間を通して解析する機能と動じに、燃料棒の一部分の局所的なふるまいを解析する機能とを併せ持っている。被覆管のリッジ変形のような局所的な力学ふるまいは二次元軸対称有限要素法により解析される。FEMAXI-IIIは特に、温度分布、半径方向変位、FPガス放出及び燃料棒内ガス圧力を時間と軸方向位置の関数として計算すると共に燃料棒の一部分における燃料と被覆管内の応力とひずみを時間の関数として計算する。有限要素解の精度と安定性うを向上させることと計算機記憶容器及び計算時間を最小に抑えることに注意を払った。本報告書ではFEMAXI-IIIコードの概要と基本的なモデルを記憶すると共に、適用例と入力の説明を記した。
中島 鐵雄
Nucl.Eng.Des., 88, p.69 - 84, 1985/00
被引用回数：7 パーセンタイル：68.44(Nuclear Science & Technology)FEMAXI-IVは定常時燃料ふるまいコードFEMAXI-IIIに新たに非定常モデルを追加し、運転時の異常な過渡変化における燃料挙動も解析できるようにすることを目的として開発している。急激な出力変動時に問題となる現象は、FPガスの急放出及び放出されたFPガスとプレナムガスとの混合の時間遅れである。FEMAXI-IVではこれらの現象を取扱うために以下のモデルを追加した。1)一次元非定常温度計算モデル。2)ギャップ内ガスの拡散・流動モデル。3)拡散によるFP放出モデル。本報ではこれらのモデルの概要を述べ、それぞれのモデルについて炉内照射実験及び炉外模擬実験のデータを用いて行った検証結果を示す。
中島 鐵雄; 市川 逵生; 岩野 義彦*; 伊東 賢一*; 木下 幹康*; 斉藤 裕明*; 鹿島 光一*; 大久保 忠恒*
JAERI-M 9251, 64 Pages, 1981/01
軽水炉燃料棒の通常運転時におけるふるまい、とくにPCIふるまい解析のためのコードを開発した。PCIは局所的な被覆管の応力、ひずみ集中が重要な因子であるため、有限要素法による構造解析手法を利用した。FEMAXI-IIIはかねてより開発してあったFEMAXI-I、IIおよび、その他の有限要素法燃料コードMIPAC,FEASTの経験に基き、全く新しく構想の下にプログラムを行ったものである。本報告書はその理論をのべたものである。FEMAXI-IIIは温度計算部と力学的ふるまい計算部よりなり、温度計算では軸方向の出力分布、燃焼度を考慮したFPガス放出効果およびギャップ変化を考慮しており、力学的ふるまいではペレットリロケーション、弾塑性、クリープ、焼きしまり、割れペレットの剛性、およびペレット被覆管の接触問題を考慮している。
原山 泰雄; 泉 文男; 山田 礼司; 中島 鐵雄
JAERI-M 8107, 21 Pages, 1979/03
燃料棒のペレットと被覆管との間の接触圧力は、被覆管にかかる応力等の評価に必要である。最近これらの評価は計算機プログラムを利用して行なわれている。しかし、プログラムによる数値解の検討には解析解との比較を必要とする。二次元軸対称問題を燃料棒に適用し接触圧力を求める式をまとめた。平面歪、平面応力、Lameの条件および軸方向にすべりがおこる条件下の接触圧力の表示式を整理し、各条件における相互関係を論じた。
泉 文男; 原山 泰雄; 中島 鐵雄
JAERI-M 8083, 320 Pages, 1979/02
日本国内における原子力発電プラントの性能・機器・装置についてのデータを整理、収録したJAERI-M7261(1977)に基づき、その後の原子力発電プラントの増加や変更などに伴うデータの追加、修正を電算機により処理し、1978年12月までの各プラントのデータを表形式にまとめた。
鈴木 求*; 山本 徹*; 安藤 良平*; 中島 鐵雄*; 安藤 真樹; 久語 輝彦; 岡嶋 成晃
no journal, ,
軽水炉MOX炉心のドップラー反応度の解析精度の評価に資するデータを取得することを目的に、FCAにおいてウラン及びプルトニウムサンプルを用いたドップラー反応度測定を実施中である。これまでウラン炉心におけるウランサンプルの測定結果が得られており、この測定データの解析について、解析モデル及び条件等に対するパラメータサーベイを実施した。その結果、ウランサンプルのドップラー反応度側定データについて、解析条件・モデル等が計算結果に及ぼす影響について定量的な知見を得た。
