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中井 良太*; 伊藤 勝*; 寺田 和道*; 可児 吉男*; 前田 晴彦*; 遠藤 寛*; 近藤 悟*
PNC TN241 85-12, 292 Pages, 1985/03
高速実験炉「常陽」の建設・運転,試験経験の蓄積に対応して,実機プラントの評価に使用されるシステムコード等,実機の安全解析用コード群が整備されてきた。また,液体金属冷却高速増殖炉(LMFBR)の安全性研究の進展に伴い,大洗工学センターを始めとする内外の研究施設に於て数多くの実験データが蓄積されてきている。そしてこれらのデータに基づき,種々の解析モデルが設定され,数多くの計算コードが開発されてきた。本資料は,上記の多数の安全解析用計算コード群の中から,高速増殖原型炉「もんじゅ」などLMFBRプラントの安全評価用として使用される可能性のある計算コードを選び,これらのコード群の解析モデル並びにその機能に関する理解を扶ける目的をもって作成されたものである。なお,ナトリウム漏えい事故の解析に使用する計算コードの一部を改修し,精緻な解析条件を取入れて安全解析ができるようにした。
広瀬 正史*; 寺田 和道*; 関口 喜之*; 鈴木 俊明*; 山本 寿*
PNC TN941 82-81, 153 Pages, 1982/03
高速実験炉「常陽」は,昭和53年7月5日に第1期出力である50MWを達成し,50MW定格運転を2サイクル経た後,昭和54年7月16日に第2期出力である75MWを達成した。本報告書は,出力上昇手順の確立の為に実施した各種の試験結果及び出力上昇の経過に伴なうデータの採取結果を報告するものである。試験の結果,以下の出力上昇手順が最適であることを確認した。1)温態待機状態から系統のナトリウムを370
まで昇温する最適温度上昇率は,約20/hrで,この時の炉出力は1
3MWである。なお,調整棒楳作は1.5mm/5minで行なう。2)系統のナトリウム温度が370に達した後の最適出力上昇率は,約5MW/20minで,5MW毎に約10分間出力保持を行なう。なお調整棒操作は,1mm/2minで行なう。3)自然通風冷却から主送風機を起動して強制通風冷却に移行する最適な原子炉出力は約10MWである。なお,初めて到達した出力とその日付は下記の通りである。50MW出力上昇試験‥昭和53年4月22日9MW、5月18日15MW、5月24日25MW、6月22日40MW、7月5日50MW、75MW出力上昇試験‥昭和54年7月11日65MW、7月16日75MW
中井 良太*; 伊藤 勝*; 寺田 和道*; 可児 吉男*; 大森 康民*; 前田 吉男*; 遠藤 寛*
PNC TN241 81-28, 292 Pages, 1981/11
液体金属冷却高速増殖炉の安全性研究の進展に伴い、数多くの計算コードが開発されてきた。本資料は多数の安全解析用計算コード群の中から、高速増殖原型炉「もんじゅ」などLMFBRプラントの安全評価用として使用される可能性のある計算コードを選び、これらのコード群の解析モデル並びにその機能に関する理解を扶ける目的をもって作成されたものである。計算コードとしては、HARHO-IN(炉心の核熱動特性解析)、FALL、SUGAR-L、SEETHE(炉心局所事故解析)、HIPRAC-3、PIBRA(配管破損時熱流動解析)、SOFIRE-M2、SPRAY-2(ナトリウム火災解析)、ABC(エアロゾル挙動解析)、MIMIR-NZ(プラント動特性解析)、SWAC-10、SWACS(蒸気発生器伝熱管破損解析)、SAS3D(起因過程における核熱流動解析)、VENUS-PM、SIMMER-2(炉心崩壊過程における核熱流動解析)、PISCES-2DELK(耐衝撃応答解析)、PPP-M(冷却系圧力波伝播挙動解析)、DOSAGE(事故時被曝線量評価)が含まれている。
土井 基尾*; 松村 寿晴*; 坂口 俊英*; 寺田 和道*
PNC TN941 81-78, 32 Pages, 1981/04
高速実験炉「常陽」の75MW定格運転後の炉心崩壊熱の測定を目的として,補助冷却系による崩壊熱測定試験を実施した。補助冷却系の起動は,系統ナトリウム温度を約250まで降温させ,1次主冷却系をポニーモータ運転状態とした後に行ない,主冷却系と補助冷却系の並列運転を経てから補助冷却系のみによる崩壊熱除去に移行した。試験結果 1)補助冷却系の配管はその一部分が原子炉容器内に設置されているため,炉容器内でも熱交換が行われ,補助中間熱交換器の出入口温度差から直接崩壊熱を求めることは出来なかったが,それを補正することにより崩壊熱470kWが得られた。2)本試験時,補助冷却系による崩壊熱除去能力は充分余裕があった。3)1次主循環ポンプを停止し,補助冷却系のみの運転に移行した時点から,1次主冷却系のホットレグとコールドレグのナトリウム温度差が急速に拡大し,監視値として定めた10を越えた為,補助系起動後約1時間にして試験を中断しプラント復帰操作に移った。
寺田 和道*; 石川 真*; 田村 誠司*; 土井 基尾*; 鈴木 利明*; 山本 寿*
PNC TN941 80-168, 53 Pages, 1980/12
高速実験炉「常陽」に於けるヒートバランスは,現在,1次主冷却系の原子炉出入口温度差と流量,より算出した発熱量と主冷却器の空気側の出入口温度と風量より算出した発熱量の間に75MW時Aループで約11%,Bループで約4%の差があり空気側が大となっている。空気側の出入口温度と風量は,主冷却器の出口ダクト部で熱電対及びピトー管により8
8個所測定を行ない,その平均値から算出している。更に,1次主冷却系の原子炉出入口温度差と流量から算出した発熱量と主冷却器のNa側の温度差と流量より算出した発熱量は,Aループはほぼ一致し,Bループは約8%1次側が大となっている。燃料集合体毎の出口冷却材温度と冷却材流量から積算した炉心発熱量は,1次主冷却系の温度,流量から算出した発熱量より,75MW出力時約7%程高くなっている。本理由として,燃料集合体出口の熱電対の位置が集合体に対し中心位置にあるため,その指示値が集合体の平均出口Na温度より高めの指示を示しているのではないかと考えられている。Aループに於ける1次系及び2次系基準と空気系基準の発熱量の差,Bループの1次系基準と2次系基準の発熱量及び2次系基準と空気系基準の発熱量の差は,現在考えられている測定誤差の範囲を超えるものである。本報告書は,高速実験炉部技術課で昭和55年2月より3月にかけて実施された熱出力検討会の内容をもとに,昭和55年3月末時点での「常陽」の熱出力とヒートバランスの現状と考察について,述べたものである。
鈴木 利明*; 寺田 和道*; 広瀬 正史*
PNC TN941 80-205, 224 Pages, 1980/11
床下メンテナンス時除熱能力試験は「常陽」性能試験の一項目として昭和53年9月に実施され,炉容器内ナトリウムの自然循環による崩壊熱除去能力が確認された。試験の実施にあたっては,原子炉容器まわりの応力解析,試験実施時の原子炉容器まわりプロセス量の予測および床下メンテナンスモード終了後のプラント復帰方法の検討を行い,試験実施時の制限条件ならびに試験工程を決定した。試験終了後,得られた結果をもとに原子炉容器およびリークジャケットの応力解析を行い,これらの機器が健全であることを確認するとともに,試験結果から最大除熱能力の予測を行った。
山本 寿*; 関口 善之*; 広瀬 正史*; 三田 敏男*; 田村 誠司*; 古平 清*; 寺田 和道*
PNC TN941 80-179, 402 Pages, 1980/10
高速実験炉「常陽」は昭和52年4月24日臨界を達成し,昭和53年7月にはMK―1炉心の第1期出力の50Mwtに到達した。その後予定された50Mwt定格2サイクルの運転を行ない,昭和54年7月には75Mwt出力上昇試験を開始し7月16日にはMK―1炉心の最終原子炉出力である75Mwtに到達した。昭和55年2月には連続定格出力100時間運転を終り,MK―1炉心に於ける全性能試験を終った。本性能試験は炉心及びプラントに関する約40項目の試験から成り,試験の結果,「常陽」の諸性能は設計条件を満足し,引き続き予定されている75Mwt定格サイクル運転に支障がないことが確認された。本資料は臨界から50Mwt出力上昇及び75Mw出力上昇試験にかけて実施された,「常陽」MK―1炉心に於ける全性能試験の結果をまとめたものである。
寺田 和道*; 大竹 俊英*; 山本 寿*
PNC TN941 80-171, 105 Pages, 1980/10
本報告書は,昭和52年3月より開始され同年11月に終了した高速実験炉「常陽」の臨界試験,低出力試験の経過及び試験結果を一覧としてまとめたものである。試験結果は,設置変更許可申請書及び公認資料記載値(判定基準(A))を満足していた。判定基準(A)の項目としては,制御棒反応度価値,反応度付加率,スクラム時間,ナトリウムボイド反応度等がある。本報告書は,臨界試験,低出力試験の進展に従い作成した"性能試験進捗状況一臨界,低出力試験一"及び,"高速実験炉性能試験結果一覧(臨界,低出力試験)"を一括したものである。本報告書の特徴は,主要な試験結果及び試験結果と設計値(予備解折値)との比較を行なっていることである。
鈴木 利明*; 白井 章*; 白鳥 隆司*; 寺田 和道*
PNC TN941 80-12, 233 Pages, 1980/02
原子炉出力50MW運転における回転プラグの温度分布がプラグの構造強度に与える影響を確認するために,プラグの温度分布解析および熱応力解析を行った。解析にはいずれも汎用有限要素解析コード「NASTRAN」を使用した。温度分布解析は熱応力解析の入力となる回転プラグ全体の温度分布を求めるためのもので結果については実機における実測の温度分布との比較検討を行い,入力として許容できる結果が得られるまで繰返し計算を行った。熱応力解析は解析コ,ードの制約上大回転プラグ(含むマンホールプラグ)と小回転プラグ(含む炉心上部機構)に分けて解析を行った。発生した最大の応力は主応力差で21kg/mm2であり,発生個所は大回転プラグ遮蔽下部胴の板厚が変化している部分であった。この値は使用材料の降伏点を越えてはいるが第1種容器の1次+2次応力の制限値である3Sm値以内となっている。
山本 寿*; 関口 善之*; 田村 誠司*; 古平 清*; 寺田 和道*; 佐々木 誠; 洲崎 輝雄*
PNC TN941 79-164, 185 Pages, 1979/09
期間昭和54年7月昭和54年8月▲目的高速実験炉「常揚」の75MW原子炉出力上昇を達成し,炉心及びプラントの諸性能が設計条件を満足していることを確認する。▲▲高速実験炉「常陽」は昭和53年7月に第1期出力である50MWを達成後,予定された50MW2サイクルの運転の後,昭和54年7月,75MWへの出力上昇試験を開始した。75MWへの出力上昇試験は,途中65MWで諸試験を行なって安全性を確認の上,7月16日に75MWの出力上昇を達成し,以後,炉心,プラント,遮蔽及び運転監視に関する予定した試験(Part1)を終了した。さらに55年1月には75MWの100時間連続運転時の試験(Part2)を予定しており,本試験を行なって,75MW性能試験は完遂する。これまでに行った試験により,プラントの諸性能は設計条件を満足していることがおおむね確認され,予定される連続運転により最終的に運転性能の実証を行なう。▲本資料は,75MW性能試験のうち8月23日迄の運転で得られた結果をまとめたものである。▲
寺田 和道*; 前田 清彦*; 大竹 俊英*
PNC TN952 77-04, 230 Pages, 1977/05
高速炉プラント動特性解析コードPLANT注に於いて,従来,1次,2次主冷却系Na流量及び空気風量の時間変化が,予め入力される方式であったのを,これら流量変化を運動量保存則により,自動的にプログラム内で動的に計算出来る様,今回改良した。更に,高速実験炉「常陽」の配管部熱電対位置の冷却材温度が出力可能となった。本報告書は,これらの作業のまとめとして,解析モデル,入力形式,出力形式及びプロッタ形式等も含めることにより,使用マニュアルとして利用出来る様に編集されている。なお,試計算として,1次及び2次主循環ポンプトリップ時の流量コーストダウン曲線に関し,計算と総合機能試験結果との対比を実施し,良い一致が得られた。
寺田 和道*; 大竹 俊英*
PNC TN941 77-76, 70 Pages, 1977/01
本報告書は,高速炉プラント動特性解析コードPLANT76による,高速実験炉「常陽」を対象とする試計算結果について記述したものである。試計算項目は以下に示す通りである。1次主冷却系流量コーストダウン2次主冷却系流量コーストダウン外部電源喪失1次主循環ポンプトリップ2次主循環ポンプトリップ手勤スクラム上記1),2),は「常陽」総合機能試験により得られた流量コーストダウン曲線と計算結果とを比較することを目的としており,計算と試験測定値とは良く一致した。項目3)6)は,「常陽」性能試験に於ける異常時過渡応答試験時の試験項目であり,同試験に対する予備解析も兼ねて実施した。なおPLANT76コードの詳細に関しては,使用説明書(PLANTREPORT1)を参照されたい。
