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大平 博昭; 堂田 哲広; 上出 英樹; 岩崎 隆*; 南 正樹*
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.2585 - 2592, 2015/05
IAEAの主催によりEBR-IIのSHRT-17試験を用いたベンチマーク解析が2012年から行われてきた。本ベンチマーク解析の条件は米国アルゴンヌ国立研究所より提供され、参加機関で熱流動解析コードやプラント動特性解析コードのための解析モデルの開発を行った後に、スクラム後900秒までのブラインド解析を実施した。原子力機構も本ベンチマーク解析に参加しプラント動特性解析コードSuper-COPDを用いてSHRT-17試験の解析を実施した。ブラインド解析の後に試験データがアルゴンヌ国立研究所より提供されたため、Super-COPDの解析結果と比較したところ、高圧プレナム入口温度は全解析時間に渡り試験結果と比較的よく一致することがわかった。一方、Zパイプの入口温度及びIHX2次側出口温度は、主ポンプ流量の差及び提供情報不足による上部プレナム解析モデルの不適切さに起因して、最初の400秒間で試験結果と差が生じるものの、それ以降の自然循環特性が支配的となる時間帯ではよく一致することがわかった。したがって、ブラインド解析に用いたSuper-COPDの解析モデルは、自然循環挙動を比較的精度よく予測できることがわかった。
吉川 信治; 南 正樹*; 高橋 忠男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.709 - 714, 2011/04
高速増殖炉のような大規模なシステムの設計においては、ある仕様に関する決定が別の仕様選定に関する工学的判断の前提条件として引き渡される、という相互関係が重要であるが、保管されている技術資料は個別の工学的判断に関する知識を記載したものが主で相互関係についての記述は少ない。また、幾つかの仕様について検討はされたが見送られた選択肢があるが、その中には将来の技術開発等によって再び価値を獲得する可能性があるものがある。その仕様が採択された場合のシステムを仮想的に検討することは、将来のシステム設計における柔軟性の向上に資することが考えられる。このような検討においても、仕様間の相互関係に沿って他の仕様への影響を考慮することが重要である。本研究では個々の仕様選択に関する知識を仕様相互の関係に沿って表示することにより、設計問題の構造を可視化するソフトウェアを試作し、有効性の評価と課題の抽出を行った。
山田 文昭; 南 正樹*
JAEA-Data/Code 2010-023, 79 Pages, 2010/12
JAEA-Data-Code-2010-023.pdf:3.27MB
日本原子力研究開発機構は、高速増殖炉研究開発センター原子炉設置許可申請書(高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設)添付書類十安全評価の「運転時の異常な過渡変化の解析」及び「事故解析」のうち、炉心冷却能力の解析(21事象)に用いる計算コードに、モジュール型プラント動特性解析コードSuper-COPDの適用を目的として、Super-COPDを用いた「もんじゅ」炉心安全解析モデルを構築した。構築した炉心安全解析モデルは、モデルごとに従来計算コードの計算結果と比較したうえで、結合した解析モデルにより炉心冷却能力の解析への適用を行い、双方の結果から炉心冷却能力の解析への適用性を評価した。
吉川 信治; 南 正樹*
JAEA-Data/Code 2008-024, 28 Pages, 2009/01
JAEA-Data-Code-2008-024.pdf:5.83MB
「もんじゅ」において1995年に行われたプラントトリップ試験時に観測された、炉上部プレナム内のナトリウムの温度成層化の数値シミュレーションに必要な情報として、試験の概要,炉心上面から炉容器出口ノズルまでの炉上部プレナムの幾何形状,炉心上面のナトリウム流入境界条件をまとめた。
磯部 光孝*; 東井 和夫*; 松下 啓行*; 後藤 和幸*; 鈴木 千尋*; 永岡 賢一*; 中島 徳嘉*; 山本 聡*; 村上 定義*; 清水 昭博*; et al.
Nuclear Fusion, 46(10), p.S918 - S925, 2006/10
被引用回数：30 パーセンタイル：69.47(Physics, Fluids & Plasmas)将来の核融合炉におけるアルファ粒子等の高速イオンによるMHD不安定性の励起とそれに伴うアルファ粒子の異常損失の危惧から、近年、高速粒子モード(EPM)やTAEモードといったMHD不安定性と高速イオンとの相互作用、並びにその結果生ずる高速イオン輸送・損失に関する研究が重要視されるようになってきている。核融合科学研究所のCompact Helical System(CHS)では、シンチレータを利用した高速イオンプローブ,高速中性粒子分析器、並びに多チャンネルHalpha光計測システム等を駆使して上記を研究対象とした実験を進めている。最近の研究から、中性粒子ビーム(NB)加熱プラズマにおいて発生するバースト的EPMモード(m/n=3/2)により、入射エネルギー近傍のエネルギーを持つ高速イオンのみが大半径方向外側へ排出されていることがわかった。磁場揺動レベルが最大に達した頃に高速イオンの排出が始まり、磁場揺動の周波数は、排出が始まると同時にダウンシフトを示す。高速イオン排出が収まるのとほぼ同時に磁場揺動も収まり、これらの観測結果は、このモードは入射エネルギー近傍の高速ビームイオンによりいわば共鳴的に励起されていることを示唆している。また、TAEモードについては、2機のNBを低密度プラズマに接線co-入射した場合に、顕著な高速イオンの排出が確認された。
南 正樹*; 坂田 英明; 吉川 信治; 山田 文昭
JNC TN4410 2005-001, 123 Pages, 2005/03
JNC-TN4410-2005-001.pdf:6.81MB
将来の多様な高速炉プラントの概念設計を支援することを目的として、「もんじゅ」の設計手法をベースとした、FBRプラントエンジニアリングシステムの開発を進めている。これまでに本システムは、「もんじゅ」の予備設計から概念設計までの設計手法を対象に、炉心燃料及び主冷却系の基本的な設計仕様を評価することができる「FBRプラント概念検討システム」と、設計仕様の相互の関係が複雑かつ設計手順が必ずしも明らとなっていない設計に対して、マトリクス処理とグラフ理論を適用して設計支援する「先進的設計支援ツール」をパソコン上に開発した。本システム開発の主な成果は以下の通り。(1)「もんじゅ」の予備設計から概念設計段階で検討した基本的かつ主要な設計仕様の選定の経緯及び根拠を調査し、概念設計支援を行なうために必要な設計手法を集約した。(2)電気出力や主蒸気条件などの基本的な要件から、炉心燃料及び主冷却系の基本的な設計仕様の評価を行う、FBRプラント概念検討システムをパソコン上に開発した。(3)FBRプラント概念検討システムを用いて、「もんじゆ」の仕様値が模擬できることを確認した。また、「もんじゅ」以外のFBRプラントについて設計仕様値の試計算を行い、FBRプラント概念設計支援に適用できる見通しを得た。(4)マトリクス処理とグラフ理論を適用した先進的設計支援機能は、膨大な設計仕様の相互の関係を整理し、複雑な設計手順を効率良く把握する方法として有効であることを明らかにした。
斉藤 正樹*; 石川 真*; 南 一生*
PNC TN941 85-02, 57 Pages, 1985/01
耐衝撃解析コードPISCES―2DELK及び原型炉原子炉容器耐衝撃応答評価のために開発された遮蔽プラグ下面の熱遮蔽層構造破損モデルの妥当性について,原型炉の1/33及び1/15縮小耐衝撃模擬試験結果を用いて検討を行った。縮小試験では,実機評価条件の場台に比べて現象の時間軸が短かくなり構造材の歪速度硬化による影響が重要となるため,構造材の歪速度硬化則として二種類の異なった高速引張試験データより得られた関係式を用いて検討を行った。その結果 1)PISCES―2DELKコードは原子炉容器耐衝撃縮小模擬試験結果をよく再現すること,2)原型炉原子炉容器耐衝撃応答評価のために開発された遮蔽プラグ下面の熱遮蔽層構造破損モデルが妥当であることが確認された。この破損モデルを組み込むことにより,PISCES―2DELKコードを用いて,原型炉原子炉容器耐衝撃応答において重要な役害をもつ遮蔽プラグ下面の熱遮蔽層構造破損効果も含めた原子炉容器衝撃応答解析が可能であることが確認された。
斉藤 正樹*; 石川 真*; 南 一生*
PNC TN941 84-168, 228 Pages, 1984/12
本報告書は、仮想的炉心崩壊事故(HCDA)時における原子炉容器耐衝撃応答評価上解決しておくべき諸課題に関して、PISCES-2DELKコードを用い、原型炉「もんじゅ」を対象として実施した2つのグループのパラメトリック・スタディ結果を総合的に検討しまとめたものである。まず最初に実施したパラメトリック・スタディでは、入力データの不確実さに伴う影響やモデル化の方法に伴う影響に関する感度解析を実施し検討を行った。次に実施したパラメトリック・スタディでは、原子炉容器耐衝撃応答評価上特に重要と思われる炉内及び炉容器周辺の各種構造物の影響について解析を行い、それぞれの構造物が原子炉容器耐衝撃応答評価上どのような役割りを演じ、またそれらがどのような効果をもつか検討を行った。最後に、これらの数多くのパラメトリック・スタディ結果を、HCDA時に炉心部から放出されるエネルギーの流れに着目して総合的に検討を行った。その結果、この過程におけるエネルギーの流れには一般的な相関関係が存在し、炉心部から放出される膨張エネルギー、それによって加速される冷却材の遮蔽プラグヘの衝突エネルギー、その衝突によって変形する遮蔽プラグ下面の構造物の吸収エネルギー、さらに冷却材の遮蔽プラグ下面への衝突によって生ずる原子炉容器の変形エネルギー及びその最大残留歪値等がある一定の関係で結ばれていることがわかった。この総合的検討結果は、各々のパラメトリック・スタディ結果のより詳細な分析に有用であるばかりでなく、多少状況が異なる未評価なケースの原子炉容器耐衝撃健全性に対しても、これらの結果を基に内外挿して比較的簡易に評価検討を可能とする。
石川 眞*; 斉藤 正樹*; 南 一生*
PNC TN941 84-16, 389 Pages, 1984/01
本報告書は、昭和56年度に導入した流体-固体相互作用による構造材非線形・大変形挙動解析コードPISCES-2DELKの、原型炉「もんじゅ」の仮想的炉心崩壊事故時の原子炉容器耐衝撃応答評価への適用手法を、基礎的な面から検討した結果をまとめたものである。ここでは、「もんじゅ」固有の詳細な構造に関わる諸問題には立ち入らずに、むしろ一般的な原型炉級の耐衝撃解析という観点からその検討項目を選択した。したがって本報告書で検討された結果は汎用的なものであり、広く耐衝撃解析に応用する事ができる。検討方法としては、本報告書では3つの段階的なアプローチを採用した。第1のステップでは、まず理論解または実験結果のある一般的な流体力学的・構造力学的諸問題を基本例題として、その解析結果を検討した。第2のステップでは、特に原子炉容器耐衝撃に関する諸問題を解析するために必要なPISCESコードの各種機能の詳細検討及び感度解析を行なった。内容は、数値解析手法に関する項目、体系・材料のモデルイヒに関する項目、PISCES-2DELKコードの固有機能に関する項目に分けられる。ここでは計算時間節約のため、APRICOTのベンチマークで使用されたCRBRの1/30スケール耐衝撃試験体系を基に解析を実施したが、幾つかの特殊機能の検討については、その目的に応じたモデルを作成して解析を行なった。第3のステップでは、原型炉級の原子炉容器を対象とした耐衝撃解析を実施する際に重要な幾つかの項目について、原型炉の炉心支持板から上部を簡易的にモデルイヒした体系を基に、詳細な検討を行なった。ここで検討された項目の主なものは、Euler及びShellプロセッサーのメッシュサイズ効果、エネルギー源及び空孔性構造物のモデルイヒ法、エネルギー輸送モデル、キャビテーション現象などである。本報告書でまとめられた結論は、引き続く原型炉「もんじゅ」の炉容器耐衝撃の詳細解析に有効に反映された。
吉川 信治; 南 正樹*; 高橋 忠男*
no journal, ,
高速増殖炉プラントの理解を深めるために、原型炉「もんじゅ」の設計において検討されたさまざまな技術情報を、プラント特性評価などの流れに沿って、互いに関連付けて把握するためのソフトウェアのプロトタイプを構築した。
吉川 信治; 南 正樹*
no journal, ,
本報告書は、「もんじゅ」炉容器上部プレナムの液体ナトリウムの熱流動解析のための技術データを説明するもので、その内容は、2008年9月にウィーンで開かれた第1回調整会議で原子力機構が提示を考慮すると述べた追加情報と、1995年12月に行われた性能試験中タービントリップ試験の際炉上部プレナムに挿入されていた熱電対列で計測された温度の時間変化グラフからなる。
山田 文昭; 南 正樹*
no journal, ,
「もんじゅ」炉心冷却能力評価の解析にプラント動特性解析コードSuper-COPDの適用を目的として、炉心から冷却系までを一連で計算する安全解析用解析モデルを構築し、代表事象の適用解析によって、炉心冷却能力評価の解析に適用できることを明らかにした。
堂田 哲広; 井川 健一*; 南 正樹*; 岩崎 隆*; 大平 博昭
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉では、冷却材の沸点と伝熱性能が高いことから原子炉出入口温度差を大きく取れる特徴を活かし、崩壊熱の最終ヒートシンクを空気とした自然循環による崩壊熱除去系の採用が指向されている。本研究では、自然循環時の炉心最高温度評価に必要な評価手法の妥当性確認の一環として、米国EBR-II炉の自然循環試験の解析を行い、実験データとの比較を行い、自然循環崩壊熱除熱時のプラント全体挙動及び燃料集合体内冷却材最高温度を十分な精度で予測できることを確認した。
