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大岩 章夫*; 谷川 信吾*; 山口 彰*; 山口 勝久; 本田 明成*; 本鹿 順司*; 川副 博*
PNC TN9410 88-141, 159 Pages, 1988/09
高速炉のATWS(AnticipatedTransientWithoutScram)事象に対し,これまでの解析評価によりプラントの熱流動挙動が要因となって生じる負の反応度効果として炉心支持板の熱膨張が大きく影響する。これを定量化する上では,炉心支持板の熱的機械的挙動を評価することが必要である。そこで,炉心支持板の熱変形挙動の解明および解析対象のモデル化の範囲の違いによる変形挙動の相違を明らかにするため,炉心支持板の熱変形挙動解析を実施した。解析対象は,これまで反応度効果について解析評価してきた1000MWe級ループ型高速増殖炉とし,別途システムコードにより得られたATWS事象の代表事象であるULOF(UnprotectedLossofFlow)時のプラント熱流動解析結果を温度境界条件として,炉容器を含める全体系について炉心の荷重も考慮し,汎用非線形構造解析システム「FINAS」を用い変形挙動解析を実施した。その結果,以下の知見が得られた。1上部炉心支持板の変形挙動は,支持板の温度変化による自由膨張量により評価できる。2モデル化の範囲の違いによる半径方向変位量への影響はなく,半径方向変位量は炉心支持板部の変位により支配される。3燃料集合体による半径方向への変位の拘束条件は,炉心支持板の軸方向のたわみに影響し,拘束がある場合たわみ量は小さくなる。4全体モデルと一軸モデルでは,冷却材温度の過渡変化が大きい時刻で変形挙動に差を生じ,一軸モデルによる変位は全体モデルに比べ応答遅れを生じる。なお,本解析結果に基づく炉心部分の変位に伴う反応度投入量については,別途解析評価を進めている。
大岩 章夫*; 原口 哲治*; 斉藤 利二*; 谷川 信吾*; 山口 勝久
PNC TN9410 88-107, 121 Pages, 1988/09
システムコードであるSSC-LをPLANDTL施設の設計から試験解析に用いる。そのため、SSC-LにPLANDTL解析用のモデルとして電磁ポンプモデル、PLANDTL用配管破断系モデル、上部プレナム補助系熱輸送モデル等を組み込み、各モデルの適応性の確認と設計仕様のチェックを目的とし予測解析を実施した。その結果、PLANDTLは主循環系を中心に、LOPI事象で想定されている0.25秒で定格の約25%まで急減する流量カーブを配管破断系により、その後ゆっくりとした流量変化を電磁ポンプの出力制御により模擬できる装置であることを確認した。また、詳細設計データに基づく予測解析から、想定されている逆流を含むLOPI模擬試験においても、装置の設計条件であるループ設計温度:625
、試験体部設計最高温度:950を越えることはないことを確認するとともに、試験の予測解析により装置の特性および試験条件設定のために必要な電磁ポンプ、緊急遮断弁などの運転条件等を確認した。今後は、各種特性試験を通じて、モデルの改良、検証を行い、試験解析を実施してゆく。
大岩 章夫*; 山口 彰*; 吉川 信治*
PNC TN9410 87-113, 75 Pages, 1987/07
SSC-Lの検証と実機解析に適用する上での問題点を摘出することを目的として、「常陽」照用炉心(Mk-2)における100MWからの自然循環試験解析を10,000秒の実時間まで実施した。冷却材温度の解析値と測定値の差は、実測データが得られている全ての集合体出口で最大
15、熱輸送系配管と全主要機器出入口で最大20にすぎなかった。熱輸送系冷却材流量の差は10%以内であった。すなわちSSC-Lは、原子炉容器内の中心燃料集合体だけでなく、これまでは多次元コードでなければ予測が困難であると考えられていた特殊燃料集合体や反射体に隣接する最外周燃料集合体に至るまで、全炉心にわたって妥当な解析結果を与えている。さらに原子炉容器内のみならず、次及び2次熱輸送系の熱流動挙動も実測値と極めて良く一致している。この結果は、これまでに開発してきた多くのモデルが妥当であり、SSC-Lが実機解析にも適用できることを示している。解析値と実測値との差及び解析の不確定性について考察を行い、解析精度を一層向上させるための課題;(1)原子炉容器プレナムモデルの改良(2次元化)、(2)底流量時の炉心圧損の評価、(3)底流量時のポンプ圧損の評価を摘出した。
大岩 章夫*; 磯崎 正*; 山口 勝久
PNC TN9410 86-019, 39 Pages, 1986/03
高速炉の1次主冷却系配管破損事故を想定した場合に予想される燃料集合体熱流力過渡事象を調べるため、まず2次ピークを対象とした崩壊熱沸騰試験等が実施された。さらに1次・2次ピークを含む一連の事象推移を模擬した試験を行うため、プラント過渡応答試験施設の建設が計画されている。また、これらの試験の予備解析、試験解析およびそれらの経験に基づいた実機安全評価を行うため、安全解析コードを用いた解析・評価手法の精度を高くしておくことが必要である。配管破損事故を含む各種事故時のプラント過渡応答評価のための手段の一つとしてSSC-Lがある。SSC-Lは、これまで種々の試験解析に適用して解析機能の評価、モデルの改良等の整備作業が進められている。そこで、このSSC-Lを用いて崩壊熱沸騰試験解析を行い、その知見を基にプラント過渡応答試験施設で予定されている代表的な試験ケースについて予備解析を行った。
