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Zimin, V. G.; 浅香 英明; 安濃田 良成; 榎本 雅己*
9th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9) (CD-ROM), p.16 - 0, 1999/00
MOX燃料や高燃焼度燃料の導入に伴い、高精度な原子炉安全解析の必要性が高まっている。特に、BWR安定性や反応度事故時の燃料温度挙動を定量的に評価するための高性能な核熱水力解析コードの開発が求められている。このような要請に応えるために、3次元核熱水力解析コードTRAC/SKETCH(PWR版)を開発した。TRAC/SKETCHは、3次元熱水力解析コードTRAC-PF1(J-TRAC)と3次元動特性解析コードSKETCH-Nを並列計算用ソフトウェアPVM(Parallel Virtual Machine)で結合したものである。TRACK/SKETCHコードの性能評価を目的として、国際標準問題(OECD/NEACRPPWR)の解析を行った。この標準問題は、PWRの制御棒引抜事故で、3次元炉心の核熱水力数値計算を目的としたものである。解析では粗メッシュモデルを用いたが、解析結果は、参照値(PANTHERコードの解析結果)と良く一致した。これは、TRAC/SKETCHコードの高い予備精度による結果である。
須山 賢也; 増川 史洋*; 井戸 勝*; 榎本 雅己*; 田久 秀一*; 原 俊治*
JAERI-Data/Code 97-021, 86 Pages, 1997/06
JAERI-Data-Code-97-021.pdf:2.3MB
COMRADは原研において開発された燃焼計算コードであって、COMRAD96は、COMRADを「断面積処理」「生成崩壊」「ポスト処理」のモジュール群に分けて、EWSに移植したコードで、UNITBURNとの連携によって、燃焼中の中性子スペクトルの変化を考慮した計算が可能であり、
線スペクトルの端末上で図示も可能である特徴がある。本レポートは、COMRAD96の一般記述と入力データの説明からなっている。
内海 稔尚*; 榎本 雅己*
PNC TJ9582 96-003, 292 Pages, 1996/01
本報告書は,格納系安全解析コードCONTAIN/LMRに内蔵されているVANESA(デブリからのFP放出解析モデル)を高速炉解析に適用するための準備作業として実施したパラメータ計算及びプログラム調査に関して記したものである。パラメータ計算は,高速炉メルトスルー事象時における原子炉容器貫通落下デブリの上にナトリウムプールが存在する体系を仮定し,VANESAモデルとCORCON(デブリーコンクリート相互作用解析モデル)を結合させて実施した。パラメータは,ナトリウムプール温度,ナトリウムプール液深,デブリ温度および崩壊熱とし,合計で5ケースの計算を行った。また,プログラム調査においては,現在のモデルで考慮している化学反応,各化学反応の優先順位の決定方法,FP/エアロゾル放出量に対するナトリウムプールの影響,およびCORCONとVANESAやその他のエアロゾル挙動解析モデル間におけるデータの授受方法などについて重点的に調査した。主な結果を以下に示す。・デブリ初期温度を上昇させた場合,デブリーコンクリート相互作用によるFP/エアロゾル発生量は増大する。一方,崩壊熱を減少させると,FP/エアロゾル発生量は減少する。・初期のナトリウムプール温度を高くした場合,デブリの冷却が遅くなるためデブリーコンクリート相互作用が促進されると予想されたが,計算ではそのような結果は見られなかった。この理由は,CONTAINコードの内部計算において,デブリとナトリウムプール間の温度差が減少するものの,これを相殺するような形でデブリとナトリウムプール間の熱伝達率が上昇するため,結果としてデブリの除熱量がほとんど変わらないからである。・上記の理由により,初期条件としてナトリウムプール温度や液深を変更しても,デブリーコンクリート相互作用によるFP/エアゾル発生量はほとんど変化しなかった。・VANESAでは,デブリ構成物質(Fe,Cr,Ni,UO2,PuO2等)とCORCONから計算される発生気体(CO,CO2,H2,H2Oの4種類)との化学反応のみを考慮しており,デブリ構成物質とナトリウムプールとの化学反応は考慮していない。・VANASAで計算された放出FP/エアゾルとナトリウムプールとの化学反応は考慮していない。今後は,これらの課題を解決しつつ,CORCON/VANESAモデルを高速炉解析に適用すべく
高橋 秀治*; 笠間 聖*; 長岡 幸夫*; 平尾 和則*; 橋本 素行*; 榎本 雅己*
PNC TN941 85-118, 415 Pages, 1985/08
MK-2性能試験における異常時過渡応答試験としては、手動スクラム試験および外部電源喪失試験を実施し、(1)熱過渡特性が設計条件を満足すること、(2)プラント保護系,非常系電源その他の機器が設計通りに動作し,プラントを安全な状態で停止できることの確認を行なった。本報告書では,これらの試験のうち外部電源喪失試験について報告する。試験結果の概要は以下の通りである。(1)プラント各部での熱過渡特性は,ほぼ設計条件を満足した。(2)安全保護系,その他の機器の作動時間は,ほぼ設計条件を満足した。(3)無停電および非常系電源は,ほぼ正常に動作した。(4)1次主冷却系のフロー・コーストダウン,ポニーモータ流量は設計値を満足した。(5)電喪後の2次主冷却系における自然循環が確認された(100MW出力からの電喪試験で定格の約5.7%)、(6)冷却材温度制御系の改造により,主冷却器出口Na温度のハンチングは小さく,配管温度の設計値は満足した。
高橋 秀治*; 笠間 聖*; 長岡 幸夫*; 平尾 和則*; 橋本 素行*; 榎本 雅己*
PNC TN941 85-115, 79 Pages, 1985/08
本試験は,100MW外部電源喪失試験の2次主循環ポンプ再起動後に行なわれたものである。本試験の目的は,外部電源喪失による原子炉停止後の崩壊熱を,主冷却系により除去できることを確認することである。▲試験結果の概要は以下の通りである。▲1)原子炉出力100MWよりの外部電源喪失試験後において,主冷却系により崩壊熱除去をすることができ,温態待機状態への移行が行なわれた。▲2)上記の過程で,冷却材温度変化率が―50
/hrを越えないことが確認された。▲3)中心燃料集合体出口Na温度に異常な上昇のないことが確認された。▲
高橋 秀治*; 笠間 聖*; 長岡 幸夫*; 平尾 和則*; 橋本 素行*; 榎本 雅己*
PNC TN941 85-114, 280 Pages, 1985/08
MK―2性能試験における異常時過渡応答試験としては,手動スクラム試験および外部電源喪失試験を実施し,▲1)熱過渡特性が設計条件を満足すること▲2)プラント保護系,非常系電源その他の機器が設計通りに動作し,プラントを安全な状態で停止すること▲の確認を行なった。▲本報告書では,これらの試験のうち手動スクラム試験について報告する。試験結果の概要は以下のとおりである。▲1)2次冷却材温度制御系の改造により,プラント各部での熱過渡特性は設計条件を満足した。▲2)安全保護系の動作時間は設計条件を満足した。▲3)制御棒―5のスクラム時間に経時変化が生じていることがわかったが,その変化はほぼ安定状態に入っている。▲