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村田 勲*; 森 貴正; 中川 正幸; 板倉 洋文*
JAERI-Research 96-015, 44 Pages, 1996/03
JAERI-Research-96-015.pdf:1.32MB
多数の球状燃料体がランダムに配列する体系を確率的幾何形状モデルを用いることにより、連続エネルギーモンテカルロ法を用いて取り扱う手法を開発し、高温ガス炉臨界実験装置VHTRCの解析に適用した。本手法を、汎用モンテカルロコードMCNPコードに組み込みMCNP-CFPコードを作成した。本報は、MCNP-CFP概要、使用方法並びに解析結果について述べたものである。MCNP-CFPで用いた方法では、粒子の飛行方向に沿って球状燃料体の最近接粒子分布(NND)を用いて確率的に球状燃料体をサンプリングし、これを設置することにより幾何形状をそのつど決めて行く。本手法は、以下の2つの方法によりその妥当性を確認した。(1)サンプリング時にtrack length estimatorと直接評価法により被覆燃料粒子(CFP)のインベントリを計算し所定の充填率が得られることを示す。(2)CFPのサンプリングアルゴリズムの妥当性を確認するために、規則配列体系に対する臨界計算を行い、k
が従来の幾何形状表現法を用いた場合と一致することを示す。
村田 勲*; 森 貴正; 中川 正幸; 白井 浩史*
JAERI-Data/Code 96-016, 79 Pages, 1996/03
JAERI-Data-Code-96-016.pdf:2.81MB
HTGRで用いられている燃料体は、通常、燃料要素としてUO
の燃料核をセラミックで被覆した球状燃料体を用いている。従って、この原子炉の設計では、多数の球状燃料体が不規則に配列している体系を取り扱うことになるため、現状では、衝突確率法等の近似を用いて作成した実効断面積を用いるなどして核設計を実施している。本報は、このような球状燃料体を多数含む体系を正確に取り扱うことができるモンテカルロ法に基づく計算に必要な、不規則に配列した球の空間分布を計算するコードについて、その使用方法等をまとめた。このコードにより、多数の球が不規則に配列した体系はもちろん面心立方格子、体心立方格子等の規則配列体系について、体系の統計量、すなわち径方向分布関数(Radial distribution function)、最近接粒子分布(Nearest neighbor distirbution)、2次元径方向分布関数(2-dimensional radial distribution function)、球入射角度分布、隣接球分布等を評価することができる。
村田 勲; 森 貴正; 中川 正幸
Nuclear Science and Engineering, 123, p.96 - 109, 1996/00
被引用回数：38 パーセンタイル：92.97(Nuclear Science & Technology)従来の連続エネルギーモンテカルロ法では、ペブルベッド型高温ガス炉のように多数の燃料球が不規則に分散する体系を取り扱うことは困難であった。そこで、粒子の飛行軌跡に沿った燃料球の存在確率分布(NND)を用いて確率的に球状燃料体の位置をサンプルするという方法を考案し、これを従来コードに組み込んだ。NDD分布は、モンテカルロ剛体球充填模擬コードを新しく開発し評価し、燃料球が分散する燃料コンパクトの断面写真とX線回折実験から得られた存在分布との比較により、その妥当性を確認した。更に、本手法の妥当性は、高温ガス炉臨界実験の結果を解析することにより確認した。以上のことから、本手法は、不規則に多数の燃料球が分散する体系を、連続エネルギーモンテカルロ法の優位性を損なうことなく取り扱える新しい手法であると言える。
村松 壽晴; 村田 正幸*
PNC TN9410 92-106, 354 Pages, 1992/04
高速増殖型炉「もんじゅ」の性能試験期間中の炉心構成条件を対象として,定格負荷運転状態からの自然循環移行過程の解析を単相多次元コードAQUAを用いて行った。ここでの解析の目的は,AQUAコードが持つ最新オプション(高次差分法,応力代数式乱流モデル,ファジィ適応制御手法等)を用いた詳細3次元解析を行って,自然循環試験を実施するに当たっての熱流動現象上の留意事項あるいは知見等を摘出することにある。得られた結果は,以下の通りである(1) 自然循環試験開始前の定格負荷運転状態を模擬した解析では,定常的に大きな軸方向温度勾配(154
/m)を持つ温度成層化現象が上下フローホール間で計算された。この定格負荷運転状態での温度成層化現象は,自然循環試験そのものとは直接的な関連は無いものの,炉内構造物に有意な熱応力を定常的に与える可能性がある。従って,出力上昇試験期間中の各原子炉出力状態においては,上部プレナム内に装荷が予定されている軸方向温度分布測定用プラグにより,当該領域に発生する温度成層化現象を的確に測定・評価する必要がある。(2) 原子炉スクラム後の自然循環移行過渡状態を模擬した解析より,温度成層化現象の発生によって上部プレナム内の有効混合容積が著しく狭められること,また上部プレナム内での局所渦の再配置によって原子炉出口配管部での温度降下過程に不連続挙動(コールドショックに続くホットショック)が発生すること等が明らかとなった。上記項目は,自然循環試験の成立性を判断するための1指標である系統熱過渡特性に直接影響を与えることから,出力上昇試験期間中の各種試験(中間出力状態からの手動トリップあるいは自然循環等の試験)から得られる測定データを用いた詳細な評価・検討が必要である。(3) 原子炉出口配管部における熱過渡の内,温度降下幅についてはAQUAコードによる結果が1次元動特性コードによる結果を上回るものの,温度降下率はAQUAコードの方が小さい
村松 壽晴; 村田 正幸*
PNC TN9410 92-059, 208 Pages, 1992/03
単相多次元熱流動解析コードAQUAの放射線物質漏洩事故発生時の当該物質輸送評価に関する適用性を確認するため(1)東海事業所・プルトニウム燃料第3開発室・工程室内気流解析および(2)東海事業所・プルトニウム燃料第3開発室・粉末調製室内での放射性物質漏洩事故解析を行い、測定結果と比較を行った。得られた主な結論は次の通りである。(1)プルトニウム燃料第3開発室・工程室内の解析については、メッシュ分割幅を0.5m以下に規定すれば、当該室内での空気の流動状況を測定結果と良好に一致させることができる。(2)プルトニウム燃料第3開発室・粉末調製室内放射性物質漏洩事故解析につき、放射性物質が漏洩した場合の一般的な対流輸送形態は、各破損箇所から放出された放射性物質は、対面するコンクリート壁あるいはグローブボックスに到達した当該間隙を満たす様に拡散し、この後室内全体に輸送される。また、室内全体が乱流場にあることから、局所的な淀み域等の存在に起因した軸方向の濃度分布およびホットスポット領域等は認められなかった。(3)アルファ線モニターおよびサンプリングノズル近傍における放射性物質濃度の時間応答特性は、グローブボックス破損位置が軸方向に変化した場合も変化しない。なお、核燃料取扱い施設内における放射性物質輸送挙動の定量評価にAQUAコードを用いてゆくためには、以下の作業を今後行う必要がある。(1)放射性物質の対流輸送挙動に関し、今回の解析モデルは考慮されなかった重力沈降挙動および壁面付着挙動の的確な取扱い。(2)差分近似精度を向上させるための高次差分法および物理現象を忠実に再現するための乱流モデルを使用した場合の精度向上に関する効果の確認。(3)AQUAコードによる解析結果の妥当性を担保する意味から、数多くの詳細実験の実施とこれを用いたAQUAコードの検証実績の積重ね。
村松 壽晴; 村田 正幸*
PNC TN9410 92-048, 108 Pages, 1992/01
リサイクル機器試験施設(RETF)は,高速炉燃料の再処理技術開発の一環として,高速炉使用済燃料集合体を用いて,新型機器(解体試験機,せん断試験機,溶解試験機,抽出試験器等)の試験を行うための施設であり,これらの新型機器は,リサイクル機器試験棟の中央に位置する試験セル内のラックあるいは架台上に,または,直接セル床上に設置されている。また,同セル内にはこれらの機器の他に,使用済燃料集合体を空気循環により冷却・保管する燃料一時保管ピットが配置されている。試験セル躯体の健全性確保の観点より,セル内温度が通常運転時には定常状態における制限条件の65以下,全動力電源喪失時には非定常状態における制限条件の175以下であることを,熱流動特性を詳細に把握する事により確認しておく必要がある。本報は,大洗工学センター・安全工学部原子炉工学室が所有する単相多次元汎用熱流動解析コードAQUAを用いて行った,同セルの3次元熱流動解析結果についてまとめたものである。主な結果は,以下の通りである。(1) 通常運転時を模擬した定常解析結果より,試験セル内には淀み域の存在などに起因する定常的なホットスポット領域は存在せず,コンクリート躯体の定常状態における制限条件である65を越え,且つ構造健全性上問題となるような部位は存在しない。(2) 全動力電源喪失事象を模擬した過渡解析結果より,事象発生後1時間経過時点でのコンクリート躯体近傍の温度は高々50程度であり,コンクリート躯体の非定常状態における制限条件(
175)を逸脱しない。(3) 燃料一時保管ピット上端面位置に極めて穏やかな温度成層界面が発生し,試験セル全体としての有効混合容積が減少する。事象発生後1時間以降を考えた場合,直ちに制限条件(175)を逸脱するとは考えられないが,当該界面の成長に伴い,試験セル内雰囲気温度の上昇率が大きくなると考えられる。従って,事象発生後1時間以降を評価の対象とする場合には,より詳細な検討が必要になるものと考えられる。ただし,今回問題とした事象発生後1時間以内の評価であれば構造健全性評価上問題は無い。
村松 壽晴; 村田 正幸*; 家田 芳明; 山口 彰; 永田 敬; 菅原 悟
PNC TN9410 91-318, 48 Pages, 1991/10
大洗工学センター技術開発部プラント工学室で設計研究が進められている大型炉について、液面近傍流速を効果的に低減させ得る原子炉構造を得ること(カバーガス巻き込み防止の観点)を目的として、単相多次元熱流動解析コードAQUAを用いて検討を行った。具体的には、液面近傍に部分的に設置するディッププレート(部分ディッププレート)を対象とし、その設置条件(深さおよび幅)を変化させてその効果を明らかにした。得られた結果は、次の通りである。1)今回解析をい行った部分ディッププレート設置条件では、その深さを0.75m、その幅を1.905mとした場合に、最も液面近傍流速が低減できることが示された。この条件での値は、約0.33m/sであり、もんじゅでの値にほぼ等しい。2)温度成層化現象の発生の程度では、もんじゅ条件を上回る445度C/mの値が計算された。部分ディッププレート設備を採用する際には、温度成層化現象を積極的に解消させるための設備対応が必要となる。3)系統熱過渡特性では、もんじゅ条件(最大-0.28
C/s)を若干上回る最大-0.51C/sの値が計算された。4)周方向温度分布特性に関しては、最大約67C/mの値が計算された。この値は、ディッププレートを設置しない場合の約5倍の値に相当する。
村松 壽晴; 村田 正幸*
PNC TN9410 91-217, 65 Pages, 1991/07
国際水理学会新型炉熱流動ワーキンググループ会議(ドイツ・カールスルーエ原子力研究所8/27-29,1991)のベンチマーク活動に動燃事業団として参加することを目的として、動燃事業団有の単相多次元熱流動解析コードAQUAを用いてベンチマーク問題の解析を行った。今回のベンチマーク問題は、高速炉の崩壊熱を自然循環によって除去する場合、上部プレナム相互作用をシミュレーションするものである。高次差分法と応力代数式乱流モデルの組み合わせを用いたAQUAコードによる解析結果は、低流量条件での実験で確認されたもぐり込み挙動が的確に再現できたと共に、プレナム内における温度およに水平方向流速成分の軸方向分布が良好に再現された。
村松 壽晴; 村田 正幸*; 家田 芳明; 山口 彰; 永田 敬; 菅原 悟
PNC TN9410 91-089, 130 Pages, 1991/03
大洗工学センター技術開発部プラント工学室で設計研究が進められている大型炉について、燃料交換作業環境の向上要求(内筒設備の廃止)を受け、内筒設備を設置した場合と同等な系統熱過渡特性を実現できる上部プレナム構造を得ることを目的として、多次元熱流動コードAQUAを用いて検討を行なった。具体的には、出口配管の周囲を覆う様に配置された外筒構造2種類(標準型、長尺型)を検討の対象とし、手動トリップ事象を模擬した解析をAQUAコードにより行った。AQUAコードによる解析解を分析した結果、以下の結論が得られた。1) 何れの外筒設備を採用した場合にも、系統熱過渡特性は内筒設備を設置した場合(-0.7度C/s) と同等あるいはそれ以下の条件範囲(-0.5度C/m) に収まる。2) 温度成層化現象に関しては、内筒を設置しない条件(最大70度C/m) の軸方向温度勾配が300 秒間発生)と同等な結果を与え、また発生する温度勾配の継続時間から構造健全性上問題になるとは考えられない。3) 周方向温度分布特性に関しては、長尺型外筒設備(モデルB)を採用した場合、内筒を設置しない条件での値(最大34度C/m) の約3倍の周方向温度分布が計算された。なお、もう一方の標準外筒設備(モデルA)を採用した場合は、最大14度C/mの周方向温度勾配であった。4) 液面流速特性に関しては、何れの外筒設備を採用した場合にも最大約0.8m/sであり、この値は内筒を設置しない場合の値に等しい。以上により、本報で対象とした外筒設備は、系統熱過渡特性の緩和機構として、内筒設備に代わる原子炉構造に成り得ることが示された。なお、今回対象とした2種類の外筒設備は、熱流動挙動に関してそれぞれ一長一短の性能(外筒構造近傍での圧力損失特性の増減、周方向温度勾配の増減)を持つことから、その選定に当たっては、水流動試験による圧力損失特性の定量化および熱応力詳細評価の実施を踏まえて行われるべきであると考えられる。
