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野崎 信久*; 細川 隆徳*; 柴 公倫*; 榎戸 裕二*
PNC TN9520 88-001, 211 Pages, 1988/01
高速炉制御棒中性子吸収ピンの設計及び照射挙動解析を目的として、「CORAL」コードの開発に57年度に着目し、その後「常陽」MK-1及びMK-2制御棒の照射後試験結果を基にコードの改良・検証を行ってきた。「COLAL」コードでは、吸収ピンの軸対称半径方向1次元体系で解析を行い、照射履歴を追って被覆管とB4Cペレットの温度、He生成と放出、被覆管とB4Cペレットのスエリング、被覆管のクリープ、被覆管とペレットの接触、被覆管損傷和等を計算する。 これまでの主な改良は、物性データ、解析モデル、出力様式及びプロッター関係の見直しである。今回、これらの改良に伴ない、新たにマニュアルを作成した。本マニュアルは、①.解析モデル、②.物性値、③.入出力と実行方法、④.サンプル入出力、⑤.プログラム構造とフロー、⑥.コモン変数とサブルーチン、⑦.プロッターの各章から構成されている。
菅原 悟*; 柴 公倫*
PNC TN9410 87-005, 27 Pages, 1987/01
None
大高 仁護*; 松田 茂行*; 柴 公倫*
PNC TN9520 86-004, 154 Pages, 1986/07
ATR実証炉では、「ふげん」で使用している蒸気処理量7T/Hの気水分離器を高性能化し、蒸気処理量16T/Hのものを使用する。高性能化された気水分離器の定格条件より、過渡状態、主蒸気管破談状態等の過負荷条件を含む広範囲な領域におけるキャリーオーバ特性およびキャリーアンダ特性の把握を可能とするため、昭和60年度に、既設の大型熱ループおよび気水分離器性能試験装置の改造を下記項目について実施した。 1. 気水分離性能試験容器の下降管から既設蒸気ドラム入口までの配管、蒸気ドラム出口より循環ポンプ入口までの配管及び、循環ポンプ出口より蒸気発生源(テスト部)入口までの配管(全長約50m)を80Aから150Aに改造した。2. 10MWの高圧凝縮器を1台設置した。3. 気水分離性能試験容器蒸気出口管から高圧凝縮器蒸気入口管(全長約10m)を100Aから150Aに改造した。3. 既設4.8MW高圧凝縮器2基と新基10MW高圧凝縮器の二次冷却系をポンプ1台設置し、強制循環冷却できるようにした。又、圧力が設定値
0.1㎏/†Gで安定するよう各凝縮器入口に流量調節する弁を設けた。4. 蒸気発生源(テスト部)の熱サイクル疲労による蒸気漏れを防止するため高温高圧摺動部の溝構造を改善した。以上の結果、循環ポンプ(最大流量140m3/H、水頭圧150m)を交換することなく再循環流量を100T/Hから130T/Hまで、蒸気処理量を最大で20T/Hから27T/Hまで増すことができた。又長サイクルの連続運転が可能となり安定した蒸気を長時間供給することができた。
望月 弘保*; 柴 公倫*
PNC TN9410 86-034, 33 Pages, 1986/03
None
大高 仁護*; 松田 茂行*; 森山 史朗*; 井手 静雄*; 石本 彰*; 柴 公倫*
PNC TN952 85-04, 93 Pages, 1985/03
ATR実証炉では「ふげん」用気水分離器よりも約70%蒸気処理量の多い高負荷型気水分離器を採用し,必要とする気水分離器の個数の増大を極力抑制し,蒸気ドラムをコンパクトなものにする方向で設計が進められている。実証炉用気水分離器のキャリアンダー及びキャリオーバー特性を把握するため,昭和59年度に,ATR実証炉の蒸気ドラム内部構造を摸擬した試験容器を製作し,既設大型熱ループ試験装置に付加した。本報告書は,特性試験の計画立案,運転,計測及び解析に資するため,試験容器,気水分離器,熱交換器等の構造寸法,配管の構成,計測用センサの構造と取付位置,並びに運転要領書を記載したものである。
照沼 幸司*; 菅原 悟*; 柴 公倫*
PNC TN952 85-01, 54 Pages, 1985/02
大洗工学センター流動伝熱試験室(HTL)における実験結果及び解析結果を作図できるよう以下に示す汎用グラフ作成プログラムを開発した。 1)XYPLOT――任意の2次元グラフを作成する。 軸方向は,直線及び対数の組合せとサイズが自由に設定でき,最大6組,2,000個までのデータのプロットができる。 2)SCAT――スキャッタグラムを作成する。 軸目盛とサイズはXYPLOTと同様に自由に設定でき,最大10,000点のデータのプロットができる。 3)HIST1&2――ヒストグラムを作成する。 HIST1;生データから直接ヒストグラムを作成し,平均値,母集団標準偏差及びデータ数と最大10,000点のデータプロットができる。 HIST2;分類されたヒストグラムデータによって,ヒストグラムを作成する。 4)DATAPLOT――データベースから任意のデータを抽出して,XYPLOTの入力データを作成する。 データの選択するパラメータは,最大2,000個で選択するパラメータ及び選択する範囲(許容幅)を指定できる。 これらのプログラムは,全てFORTRAN言語で記述されており,TSSにより日本語ラインプリンタ(NLP),XYプロッタ,CRTのいずれにもグラフ出力が可能である。 作図時間は,例えばXYPLOTプログラムをFACOM―M200計算機を使用してNLPに出力する場合は,データの抽出からグラフを手にするまで,データ点数にほぼ無関係に2
3分であり,従来の手入力による電算機処理や手作業に比較して大幅に短縮できた。更に,取扱うデータ量が多くなればなる程相対的な作業効率を向上することができる。
飛田 昭*; 望月 弘保*; 柴 公倫*
PNC TN952 84-06, 43 Pages, 1984/06
新型転換炉「ふげん」には,プラトン各部のデータを高速で収集記録する装置(FACOMPFO―1400)が設けられており,本報告では,収録されたプラトンデータを大洗工学センターの大型計算機で編集し,グラフィック出力するためのコード利用法を述べている。 本コードシステムは,次のような独立したコードより構成されており,これらのコードはコマンドプロシジャーによって制御する。 1)「ふげん」データ収録装置のデータは1レコード1040バイトであり,これを通常大型計算機が使用している80バイトのレコード長に変換するコード。 2)グラフィック出力用データの編集および全データの印刷用格納ファィルの作成を行うコード。 3)グラフィック出力を行うコード。 4)日本語ラインプリンタヘの図形出力を行うコード。 以上のコードは,従来の「ふげん」データ収録装置(IBMS/1)のデータを処理するコードPROCESSを基本に作られており,出力するグラフのサイズが同一なので,比較が容易に行える。
小綿 泰樹*; 柴 公倫*
PNC TN941 80-94, 70 Pages, 1980/06
「ふげん」に使用されている28本クラスタ燃料集合体の製造・組立誤差に起因する局所出力の偏差をMETHUSELAH―2コードを用いて求めた。局所出力の偏差の算出において考慮した主な因子は,ペレット直径,ペレット密度,富加度(濃縮度),同位体比,燃料リング中心径,圧力管内径などである。出力偏差を求めるに当って,各々の因子が各々の平均値の近傍でその標準偏差の程度変動したときの局所出力の感度係数(偏微分係数)をMETHUSELAH―2コードによって計算した。局所出力の偏差は,1)燃料ピンに関する因子は,各リングの全燃料ピンで一様な偏差をもつ。2)各因子の平均値からの偏差には互いに相関がない。3)各因子の平均値からの偏差の分布関数は正規分布とする。4)局所出力の平均値からの偏差の2乗が出力の感度係数を重みとする各因子の2乗の1次結合で表わされる。の4つの仮定のもとに導出された。熱流束の最も大きくなる第3リング燃料ピンの局所出力偏差は,第3リング平均出力に対してプルトニウム・ウラン混合燃料で最大1.25%,ウラン燃料で最大0.75%である。冷却材ボイド率の4075%の範囲では,局所出力偏差のボイド率依存性は小さく,5%以下である。局所出力偏差の大きさは主として,ペレットに関する因子によるものの寄与であり,とりわけ富加度や核分裂性核種の同位体比など組成のばらつきによる寄与が80%以上である。ATR実証炉用の36本クラスタ燃料集合体については,出力の感度係数を28本クラスタと同一の手法で求め,燃料ペレットが同一精度で製造される場合(絶対誤差が同一)の局所出力偏差を予測した。その結果,36本クラスタ燃料では,ペレットに関する因子が28本クラスタより感度係数が最大50%小さくなるので36本クラスタ燃料の局所出力偏差は28本クラスタ燃料より小さくなる。
小綿 泰樹*; 飯島 一敬*; 柴 公倫*
PNC TN941 79-19, 132 Pages, 1979/02
ATR型炉における冷却材喪失時の反応度を燃料組成,ウラン燃料とプルトニウム燃料の装荷割合ならびに可燃性毒物として減速材へ添加されたホウ素10の濃度をパラメータとして25―cmピッチ正方格子の重水臨界実験装置で測定した。反応度の測定はパルス中性子法によって行い,また即発中性子減衰定数からドノレ反応度への変換は生成時間の変化を考慮したSimmons&Kingの式を用いて行った。体系は1.2wt%濃縮ウラン燃料一様炉心の中央部を,プルトニウムと天然ウラン混合酸化物の組成のプルトニウム燃料に順次置き換えた種々の二領域炉心の構成である。その結果プルトニウム燃料領域の統計的重率は0から最大0.6まで変化させたことになる。使用されたプルトニウム燃料は91wt%の核分裂性プルトニウムを含み,その富化度がそれぞれ0.54wt%,0.87wt%の2種類である。また減速材としてはボロンを含有しない99.45mol%の重水およびこれに3.9ppmのホウ素10を溶解させた重水の2種類である。▲冷却材喪失時反応度の理論解析はBENOIST理論に基づく拡散係数の異方性を考慮し,MET-HUSELAH―2およびCITATION両コードを用いて行われた。この計算コードから得られる結果を摂動理論に応用して冷却材の喪失にともなう中性子漏洩,中性子スペクトルならびに正味の中性子発生率の変化にもとづく各反応度成分について詳細な検討を加えた。▲表に示した実験および理論解析結果から以下のことが結論される。▲1)22.5cmピッチ炉心における実験結果と同様に今回の25―cmピッチ炉心においても燃料中の核分裂物質の重量率が等価であれば,プルトニウム燃料はウラン燃料より冷却材喪失時反応度を負側へ移行させる効果が大きく,また余剰反応度抑制の目的で減速材へ添加するボロンは冷却材喪失時反応度を正側へ移行させる効果を有する。▲BENOIST理論に基づいた拡散係数の異方性を考慮して求めた理論値は異方性を考慮しない場合に比べて実験値との不一致は大幅に改善されるようになり0.8$以内で実験値を再現する。▲冷却材の喪失による反応度を中性子漏洩昼の変化による成分とその他の成分に分離すれは,冷却材喪失時反応度の符号とは無関係に冷却材の喪失は必ず中性子漏洩を増加させるため漏洩による反応度成分は負になる。▲冷却材喪失時反応度の正側
小綿 泰樹*; 柴 公倫*; 飯島 一敬*
PNC TN941 76-09, 65 Pages, 1976/01
期間1974年5月8日1975年1月14日▲目的プルトニウム燃料装荷炉心における冷却材ボイド反応度のプルトニウム同位体組成比およびプルトニウム燃料装荷体数依存性を実験により明らかにするとともに,設計コードの計算精度を検討する。▲要旨▲22.5cm格子ピッチをもつDCAの1.2w/o濃縮ウラン燃料装荷炉心ならびにこの炉心の中央部の燃料を遂次0.87w/o富化プルトニウム燃料に置換していった二領域炉心において冷却材喪失時のボイド反応度を測定した。反応度はパルス中性子によって測定し,即発中性子生成時間の変化による補正を行なった。プルトニウム燃料としては,同一富化度をもつが,核分裂性プルトニウムの同位体組成比の異なる二種類の燃料を使用することにより,ボイド反応度の核分裂性プルトニウム同位体割合ならびにプルトニウム燃料置換体数依存性を明らかにした。更に,METHUSELAH-2&CITATIONコードによる計算値と比較検討した。下表に示された結果より,次のようなことが結論される。▲1)冷却材喪失時のボイド反応度はプルトニウム燃料の置換体数の増加とともに負側に移行する。▲2)プルトニウム燃料中の核分裂性プルトニウム同位体割合の増加はボイド反応度を負側に移行させる。3)METHUSELAH-2CITATIONコードはボイド反応度を実験値より正側に見積り,実験値と計算値との不一致は核分裂性プルトニウム同位体割合が増加するほど大きい。▲
柴 公倫*; 飯島 一敬*; 小綿 泰樹*; 磯村 和利*
PNC TN941 75-50, 70 Pages, 1975/05
期間1975年4月9日1975年5月8日▲目的臨界水位の測定に使用する精密水位計の精度,較正方法を明らかにするとともに,臨界水位の再現性に影響を及ぼす諸因子を定量的に把握する。▲要旨▲DCAの臨界水位は付設の精密水位計で測定されるため,この精密水位計の精度,較正法等を把握するとともに,臨界水位に影響を与える諸要因について検討を行なった。燃料ペレットと同面の炉心下部グリット板上面から重水表面までの距離と精密水位計指示値との関係を測定することによって精密水位計の較正方法を明らかにし,更に精密水位計指示値のずれの経年変化も調べた。また,基準炉心で測定された臨界水位を整理することにより,臨界水位の再現性に影響を及ぼす因子を調べた。これらの検討の結果,次の事が明らかになった。▲1)精密水位計の較正の際,カセットメータを用いる方法によれば,精密水位計の指示値は+-0.2mm以内の精度で較正可能である。▲2)精密水位計指示値のずれには平均約1mm/年の経年変化がみられるので,定期的に前述の方法により精密水位計を較正する必要がある。▲3)重水温度,精密水位計の誤差等を考慮した場合,臨界水位の再現性は+-約2.5mmである。▲4)重水濃度0.1モル%の劣化に対して,臨界水位は0%ボイド炉心で約+2.4mm,100%ボイド炉心で約-2.2mm変化する。▲
村松 精*; 柴 公倫*; 飯島 一敬*; 坂田 肇*
PNC TN941 74-15, 71 Pages, 1974/04
期間1972年7月19日1973年9月5日▲目的ATR型炉にプルトニウム燃料を部分装荷した場合の冷却材ボイド反応度を実験によって求める。▲要旨1.2%濃縮ウランを装荷したDCA炉心の中心部の燃料を0.54w/o富加プルトニウム燃料で置換し,パルス中性子法により,冷却材ボイド反応度を測定した。第1表に得られた結果を示す。この結果から次のことが結論される。▲1)プルトニウム燃料を部分装荷した炉心において,ボイド反応度は負の値を有し,これはボイド率の増加に伴い負側へ移行する。▲2)プルトニウム燃料の装荷体数の増加はボイド反応度を負側に移行させる。▲3)プルトニウム燃料の装荷体数の増加はボイド反応度に対する中性子の漏洩の寄与分を減少させる。25体装荷された炉心では,中性子の漏洩は必ずしもボイド反応度に負の寄与を与えない。▲
