2次元格子計算による核特性評価

佐藤 理*; 前田 章雄*

JNC TJ9400 2003-008, 139 Pages, 2003/03

JNC-TJ9400-2003-008.pdf:3.49MB

高速炉の燃料集合体の格子計算では燃料ピンやラッパ管の非均質構造の扱いが重要であるが、その正確なモデル化には二次元格子計算が必要である。 サイクル機構で開発中の新SLAROMコードでは二次元格子計算機能を整備しており、本研究ではその検証と二次元格子計算の効果を確認した。 検証は中性子束、集合体平均断面積(セル平均断面積)をGMVPコードによるモンテカルロ計算で得られた結果と比較することによって実施した。六角配列集合体(IGT=13)の機能の確認には「常陽」燃料集合体の水平断面を模擬した二次元モデルを用い、平板集合体(IGT=8)の機能の確認には、ZPPR-9のSCF及びDCFセルの水平断面を模擬した二次元モデルを評価対象とした。 この結果、六角配列集合体に関してはモンテカルロ計算と統計誤差の範囲で一致することが判り、新SLAROMでの二次元衝突確立計算の妥当性が確認された。平板集合体の二次元衝突確立計算に関しては、ナトリウムの共鳴(24keV)以下のエネルギーで、吸収断面積及び核分裂中性子生成断面積が新SLAROMの方が最大20%程度大きくなっており、更なる検討が必要である。 また、CITATIONコードにより、新SLAROMで一次元モデル及び二次元モデルで計算された集合体平均実効断面積を用いた炉心計算をそれぞれ行って、その相違を調べた。その結果、炉心燃料集合体よりも、径方向ブランケット集合体の平均断面積に一次元/二次元モデルによる相違が大きく現れることが判った。これは、集合体内のピン数(及びピンのサイズ)の相違によるものと考えられる。すなわち、ピン数の少ない径方向ブランケットの方が、一次元近似による影響を受けやすいためと考えられる。

Creep failure of reactor cooling system piping of nuclear power plant under severe accident conditions

茅野 栄一; 丸山 結; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 湯地 洋子; 工藤 保; 橋本 和一郎*

Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.107 - 115, 2001/06

高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性の評価を目的とした配管信頼性実証試験計画では、配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得している。試験と並行して、試験後解析は汎用有限要素法解析コードABAQUSを用いて行っている。原子力用SUS316冷間引抜管と蒸気発生器伝熱管を用いた試験の解析をまとめた。これらの解析では本計画で作成した3次クリープ域を考慮したクリープ構成式を用いた。冷間引抜管の試験結果とシェル要素を用いた3次元解析の結果は試験結果と比較して、外径増加量は過小評価となり、破断時間が長くなる傾向が見られた。シェル要素とソリッド要素を用いた2次元解析から、この差異はシェル要素に起因することがわかった。蒸気発生器伝熱管の解析では、ソリッド要素を用いた2次元解析を実施し、破断時間が実験結果と良く一致した。

Modeling of hot tensile and short-term creep strength for LWR piping materials under severe accident conditions

原田 雄平*; 丸山 結; 前田 章雄*; 茅野 栄一; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純

JAERI-Conf 2000-015, p.309 - 314, 2000/11

https://doi.org/10.11484/jaeri-conf-2000-015

シビアアクシデントに関する解析的研究により、軽水炉の一次系高圧シーケンスにおいて、原子炉冷却系配管の破損は、原子炉圧力容器の破損より先に起こる可能性が示された。軽水炉冷却系配管材料の高温強度モデルの確立は、事故の進展を正確に予測し、配管挙動を評価するために重要である。材料試験に基づき、800以上における0.2%耐力と引張強さは、絶対温度の逆数の2次式で良く表される。ここで、配管材料は、SUS316ステンレス鋼、原子力用SUS316ステンレス鋼、CF8M鋳造二相ステンレス鋼及びSTS410炭素鋼である。高温における短時間クリープ破断時間及び最小クリープ速度は、応力及び温度の関数として修正ノルトン則で良く表される。クリープデータと引張データから、動的再結晶効果の生じる温度領域を明らかにした。

Evaluation of high temperature tensile and greep properties of light water reactor coolant piping materials for severe accident analyses

原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄*; 茅野 栄一; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(6), p.518 - 529, 2000/06

https://doi.org/10.3327/jnst.37.518

シビアアクシデントに関する解析的研究によれば、PWRの1次系高圧シーケンス時には、原子炉冷却系配管が原子炉圧力容器よりも先に破損する可能性が指摘されている。このため、事故進展を予測するためには実機の配管挙動を精度良く評価する必要があり、実機配管材料の高温強度のモデル式が重要となる。そのために配管材料であるSUS316ステンレス鋼、原子力用SUS316ステンレス鋼、CF8M鋳造二相ステンレス鋼及びSTS410炭素鋼の800以上の高温領域の0.2%耐力と引張強さに対して、金相試験などに基づき、微小な析出物の形成による強度の増加を考慮した絶対温度逆数の2次式を作成した。また、本配管材料の高温下の短時間クリープ破断時間と最小クリープ速度に対して、析出物の形成とこれらの再固溶のクリープ強度への影響を考慮した修正Norton則を適用して、従来のLarson-Miller法よりも精度の向上したモデル式を作成した。さらに、最小クリープ速度と応力の関係及び歪み速度と0.2%耐力ならびに引張強さの関係から、動的再結晶効果の生じる温度領域を明らかにした。

Current status of WIND project

橋本 和一郎; 原田 雄平; 前田 章雄; 丸山 結; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純

JAERI-Conf 99-005, p.161 - 164, 1999/07

https://doi.org/10.11484/jaeri-conf-99-005

軽水炉のシビアアクシデント時には、炉心から放出されたFPが原子炉冷却系配管の内表面に沈着する。また、炉心から高温ガスが配管に流れ込んでくる。このような状態では、沈着したFPの崩壊熱などによる熱負荷と内圧による応力負荷が配管に作用し、配管の健全性が損なわれることが懸念される。日本原子力研究所では、シビアアクシデント時のFPエアロゾル挙動と、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。エアロゾル挙動試験では、小・中口径配管を対象とした試験を行うと共に、蒸気発生器伝熱管試験の準備を進めた。配管高温負荷試験では、配管の口径や材質、圧力条件等を変えた7回の試験を実施し、破損条件を取得した。解析に関しては、種々のコードを導入又は開発し、最終的にシビアアクシデント時の原子炉冷却系配管の健全性を評価することとしている。

Experimental and analytical studies on creep failure of reactor coolant piping

前田 章雄; 丸山 結; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 中村 尚彦; 日高 昭秀; 杉本 純

JAERI-Conf 99-005, p.165 - 170, 1999/07

https://doi.org/10.11484/jaeri-conf-99-005

シビアアクシデント時には炉心から放出されたFPが一次系へ移行し配管へ沈着する。沈着したFPの崩壊熱や炉心で発生した高温ガスの流入等により配管が高温に加熱され、配管の健全性が損なわれることが懸念される。日本原子力研究所では、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。現在までに口径や材質を変えた7回の破損試験を実施している。外径約11cmの原子力用SUS316配管を用いて内圧15MPaで実施した試験では、970Cにて温度を保持した。温度保持中は急激な配管外径の増加が観測され、温度保持後1時間で破損した。試験後には、3次クリープを含む改良法を用いた解析を実施した。2次元解析の結果は、配管外径の膨張履歴や試験後の外径と肉厚を良好に再現した。また、3次元モデルによる解析結果も含め、破損時刻を良好に再現した。

Analyses of CsI aerosol deposition in aerosol behavior tests in WIND project

工藤 保; 柴崎 博晶*; 日高 昭秀; 丸山 結; 前田 章雄; 原田 雄平; 橋本 和一郎; 杉本 純; 吉野 文人*; 鈴木 健祐*

JAERI-Conf 99-005, p.197 - 201, 1999/07

https://doi.org/10.11484/jaeri-conf-99-005

配管信頼性実証試験(WIND)計画では、配管内壁からのエアロゾル再蒸発挙動を解明するためにエアロゾル再蒸発試験を行っている。再蒸発試験のエアロゾル沈着段階、WAV1-D及びWAV2-D試験を、ART及びVICTORIAコードの解析能力の確認とモデルの検証のため、両コードを用いて解析を実施した。FPを模擬したヨウ化セシウムの沈着質量は両コードにおいて異なる数値が得られた。これは、エアロゾル生成時の粒径分布の取り扱いに関する仮定及び蒸気状FPの配管壁面への凝縮モデルの違いによるものと考えられる。配管内壁にホウ酸を装荷したWAV2-D試験では、沈着量は両コードとも実験値と異なる結果が示された。この違いの原因はホウ酸の影響が大きいと考えられる。本解析ではホウ酸を考慮に入れていないため、今後、ホウ酸を考慮した解析を実施して行く。

Revaporization of CsI aerosol in horizontal straight pipe in severe accident condition

柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 橋本 和一郎; 前田 章雄; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純

9th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9)(CD-ROM), 13 Pages, 1999/00

原研の配管信頼性実証試験(WIND)計画において、シビアアクシデント条件下における原子炉冷却系配管を模擬したステンレス鋼製水平直管を用い、配管内エアロゾル再蒸発試験を実施した。模擬FPとしてヨウ化セシウムを試験部に導入し配管内に一旦沈着させ、前段試験部を再加熱することにより再蒸発した模擬FPを後段試験部に沈着させ沈着分布を測定した。ほとんどすべてのヨウ化セシウムがその沸点を大幅に下回る温度で再蒸発し、後段試験部に沈着した。また、一次冷却材中に含まれているホウ酸の影響を調べるため、試験部にメタホウ酸を装荷したケースも実施した。試験後に沈着物の化学分析を行った結果、ホウ酸セシウムの存在が推測された。試験部に導入させたヨウ化セシウムと、高温においてメタホウ酸が変化した酸化ホウ素とが反応してホウ酸セシウムが生成したと考えられる。

WIND計画における配管内FPエアロゾル挙動解析(受託研究)

日高 昭秀; 丸山 結; 柴崎 博晶*; 前田 章雄; 原田 雄平; 長嶋 利夫*; 吉野 丈人*; 杉本 純

JAERI-Tech 98-026, 83 Pages, 1998/07

JAERI-Tech-98-026.pdf:4.17MB

WIND計画の配管内エアロゾル挙動解析では、原研のFPエアロゾル挙動解析コードART及び米国SNLのVICTORIAコードを用いて、BWR高圧シーケンスにおける逃し安全弁配管内でのFPエアロゾル挙動を解析するとともに、WIND計画で実施したWAD4及び5試験の解析を実施した。その結果、以下の知見が得られた。逃し安全弁配管へのエアロゾルの主要な沈着機構は乱流沈着である。沈着したFPからの崩壊熱により、逃し安全弁配管の温度は上昇するが、自然対流による除熱により破損には至らない。WAD4及び5試験で得られたCsIの沈着分布は、両コードによりほぼ適切に再現された。CsIガスの凝縮/再蒸発挙動に関して両コードに差が見られ、ARTの方が実験結果を良く再現した。WAD4及び5試験の配管接続部におけるCsI沈着量は比較的大きいので、今後はその部分の測定も実施する。

Deposition of cesium iodide aerosol in horizontal straight pipes under severe accident conditions

五十嵐 実*; 丸山 結; 前田 章雄; 橋本 和一郎*; 中村 尚彦*; 日高 昭秀; 原田 雄平; 杉本 純

Proc. of 5th Int. Conf. on Nucl. Eng. (ICONE-5), p.1 - 8, 1997/00

シビアアクシデント時におけるエアロゾルの挙動を評価するため、WIND計画では配管内エアロゾル挙動試験を実施している。試験は配管温度勾配、流量及びキャリアガス種をパラメータとして5ケース実施した。すべてのケースにおいて、エアロゾルはガス温度が配管温度を上回る配管中央部以降から沈着している。主要な沈着機構は凝縮と熱泳動である。低流量ケースの場合は、配管内自然対流に起因する二次流れの影響で、配管上部が下部よりも温度勾配が急になり熱泳動による沈着が天井部では床部よりも増加した。一方、高流量ケースの場合は乱流の効果によりガスの混合が促進され温度分布の均一化が生じたために熱泳動力に差がつかなかった。キャリアガスに水蒸気を使用したケースでは床への顕著な沈着が見られた。使用した水蒸気は過熱蒸気なので凝縮による粒子成長の影響はない。今後は過熱蒸気中の粒子成長機構を解明する必要がある。