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石田 真也; 水野 正弘*
JAEA-Research 2015-002, 47 Pages, 2015/06
JAEA-Research-2015-002.pdf:7.22MB
高速炉のCDAの事象推移で生じる複雑な物理現象を総合的にシミュレーションするために、高速炉の核熱流動安全解析コードSIMMER-III及びSIMMER-IVの開発を進めている。本研究ではSIMMER-III及びSIMMER-IVにおける損傷炉心の核的挙動について検証を行うことを目的として、FCA VIII-2臨界集合体での燃料スランピング実験の解析を実施した。ここで燃料スランピングとは熱的あるいは機械的原因で燃料の崩落等により炉心物質が密に詰まる現象を指す。SIMMER-IIIによる2次元RZ体系での解析とSIMMER-IVによる3次元XYZ体系での解析(基本炉定数として高速炉用統合炉定数ADJ2000Rを用い、エネルギー群は70群、非等方散乱の取り扱いは多群輸送近似、角度方向の離散化次数はS8として解析を実施)では、十分な精度で実験を模擬できていることが分かった。また、エネルギー群縮約と角度方向の離散化次数に関する合理化の検討を行ったところ、SIMMER-III及びSIMMER-IVによるFCA VIII-2燃料スランピング実験解析を実施する際には、エネルギー群縮約を18群程度、角度方向の離散化次数をS4にまで合理化することが可能であることも分かった。
山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 神山 健司; 近藤 悟; 守田 幸路*; Fischer, E. A.; Brear, D. J.; 白川 典幸*; 曹 学武; et al.
JNC TN9400 2003-071, 340 Pages, 2003/08
JNC-TN9400-2003-071.pdf:1.54MB
核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉の仮想的な炉心損傷事故を評価するために新たな安全解析コードSIMMER-IIIの開発を進めてきた。SIMMER-IIIは、2次元,3速度場,多相多成分,オイラー座標系の流体力学モデルを中核として、物質配位及びエネルギー状態に対応した空間依存の核計算モデルを有機的に結合したコードである。現在までに、本コード開発プロジェクトの当初に計画していた全てのモデル開発を終了したことになり、いよいよ実機の安全解析や複雑な多相流解析に本格的に適用できる段階に達した。また、コード開発と併行して、体系的なモデル検証研究を欧州研究機関と共同で進めており、その結果、モデルの高度化により従来のSIMMER-IIコードで問題とされた適用限界の多くが解消できるとの見通しを得つつある。本報告書では、SIMMER-III Version 3.Aの詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル,数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。新たに完成したSIMMER-III Version 3.Aにより、高速炉の安全解析における信頼性と適用範囲が飛躍的に向上できるものと期待されている。
山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 近藤 悟; 守田 幸路*; 菅谷 正昭*; 水野 正弘*; 細野 正剛*; 近藤 哲平*
JNC TN9400 2003-070, 333 Pages, 2003/08
JNC-TN9400-2003-070.pdf:1.35MB
核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉における仮想的な炉心損傷事故をより合理的に評価するために、新たな安全解析コードSIMMER-III開発・検証を進めてきた。この開発成果に基づき、SIMMER-IIIの2次元流体力学モデルを3次元に拡張したSIMMER-IVコードの開発を行った。本報告書に述べる第2版(Version 2)では、核計算部は3次元中性子輸送モデルを採用している。SIMMER-IVの完成により、SIMMERコードの適用範囲はさらに拡大し、これまでのSIMMER-IIIの2次元コードであるが故の限界が解消される。本報告書にも記載したサンプル計算を通じて、SIMMER-IVの基本的性能と妥当性が確認されている。本報告書は、SIMMER-IV Version 2.Aの利用者のために必要な情報を記載している。詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル、数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。
近藤 悟; 山野 秀将; 飛田 吉春; 藤田 哲史; 守田 幸路*; 水野 正弘*; 細野 正剛*
JNC TN9400 2001-003, 307 Pages, 2000/11
JNC-TN9400-2001-003.pdf:8.33MB
核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉における仮想的な炉心損傷事故をより合理的に評価するために、新たな安全解析コードSIMMER-III開発・検証を進めてきた。この開発成果に基づき、SIMMER-IIIの2次元流体力学モデルを3次元に拡張したSIMMER-4コードの開発を行った。本報告書に述べる第1版(Version 1)では、核計算部(中性子輸送モデル)は2次元モデルを採用しており、流体力学との結合のためのインターフェイスを用意した。SIMMER-4の完成により、SIMMERコードの適用範囲はさらに拡大し、これまでのSIMMER-IIIの2次元コードであるが故の限界が解消される。本報告書にも記載したサンプル計算を通じて、SIMMER-IVの基本的性能と妥当性が確認されている。本報告書は、SIMMER-4 Version 1.Bの利用者のために必要な情報を記載している。詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル、数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。
水野 正弘*; 山口 勝久; 宇都 成昭
JNC TN9400 99-063, 354 Pages, 1999/07
核燃料サイクル開発機構ではFBRの実用化に向けて必要となる各種炉内試験を実施するための、FBR安全性試験炉SERAPH(Safety Engineering Reactor for Accident PHenomenology)の設計研究を実施してきた。SERAPHでは種々の過渡試験が予定されているが、ドライバー炉心の試験遂行性能を評価し、関連する設計課題の明確化並びに試験ニーズの適正化を図るには、設計成立性に大きく影響するドライバー燃料ピンの熱設計許容範囲を把握することが不可欠である。そこで本報では、2次元非定常熱伝導解析コードTAC-2Dと汎用非線形構造解析コードFINASを結合した燃料ピン熱設計手法を考案・整備した。TAC-2Dについては、評価上許容し得る空間メッシュ及び時間きざみ幅を確認するとともに、熱設計上特に重要となる燃料ペレット及びギャップ部の伝熱特性の評価精度を向上させるため、非定常計算時に物性値の温度依存性を考慮できる機能の付加、ギャップ熱伝達モデルの改良、ギャップ可変モデルの組み込みをオリジナルコードに対して行った。FINASについては、過渡時の燃料ペレット熱応力特性を適切に評価し得る要素節点数及びメッシュ分割数について調べた。これらと合わせて、各コードの計算結果を整理するための後処理プログラムも作成した。本研究成果は、今後製造技術の成立性を含めたSERAPHドライバー燃料ピンの熱設計研究を促進するのに有効に反映される。
水野 正弘*; 宇都 成昭
JNC TN9400 98-007, 147 Pages, 1998/11
核燃料サイクル開発機構ではFBRの実用化に向けて必要となる各種炉内試験を実施するための、FBR安全性試験炉SERAPH(Safety Engineering Reactor for Accident PHenomenology)の設計研究を実施している。SERAPHでは定常及び種々の過渡試験が予定されており、試験時のドライバー炉心除熱のため重水が炉心冷却材に用いられる。種々の試験遂行には制御棒を使用するが、吸収体引抜き時のフォロワー材を重水とする制御棒案を候補の一つとして成立性の検討を行っている。この案では、重水の持つ高い減速比に起因して、重水フォロワー領域における中性子の減速・反射によって隣接燃料集合体で局所出力ピークが発生することが懸念されており、今後制御棒構造の具体化を進めるには詳細な局所出力分布特性評価手法の整備が不可欠である。このような背景に基づき、筆者らは制御棒周辺の局所出力分布を含む集合体内出力分布特性を適切に評価し得る核計算手法の整備を行った。解析ツールには制御棒近傍での中性子輸送挙動を統計的な影響を受けずに評価し得る2次元SN輸送計算コードTWOTRAN-IIを選定した。モデル化に際して、制御棒近傍での中性子平均自由行程を考慮し、制御棒とその周辺の15体分に相当するドライバー燃料集合体からなる2次元XY体系スーパーセルモデル、及びそれを13種類の単位セルモデルで構成する方法を考案した。スーパーセルモデルを効率良く構成するため領域マップ及びメッシュ境界を自動設定するプログラム、並びに計算で得られたメッシュ毎の中性子束をピン毎の出力密度に編集するプログラムを作成した。本成果は、今後制御棒構造やそれに関連した炉心構成の具体化に有効に活用されることが期待される。
高津 英幸; 山本 正弘; 清水 正亜; 鈴木 和夫*; 園部 正*; 林 雄造*; 水野 源一郎*
JAERI-M 84-034, 54 Pages, 1984/03
JT-60真空容器のポートに用いられる3種類の溶接ベローズには、機械的、真空および熱的に非常に厳しい性能が要求されているため、これらに関して7項目にわたる形式試験を実施し、実機への適用性を検討した。形式試験の結果、主に下記3項目の結論が得られた。(1)ばね定数および応力測定試験では、実測値と計算値が良い一致を示し、評価式の妥当性が示された。(2)ヘリウム・リーク試験および放出ガス速度測定試験では、いずれも保証値を下回る良好な結果が得られ、十分な真空性能を有する事が示された。(3)熱サイクル、寿命および耐圧試験の結果はいずれも異常がなく、十分な熱的および機械的性能を有している事が示された。
高津 英幸; 山本 正弘; 清水 正亜; 鈴木 和夫*; 園部 正*; 林 雄造*; 水野 源一郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(5), p.341 - 355, 1984/00
被引用回数：4 パーセンタイル：45.52(Nuclear Science & Technology)核融合装置のポートへの適用を目的として、溶接ベローズの捩り疲労強度を実験的に評価した。溶接ベローズは微小な捩り角を与える事により容易に座屈を起こしスパイラル状の大変形を呈する事、溶接ベローズは捩り荷重を与えても容易に破壊には至らず、従来信じられて来た以上に疲労寿命を有する事が実験により明らかとなった。捩り荷重が作用している状態の溶接ベローズの応力評価に関しては、座屈が生じない場合は剪断応力評価式、座屈する場合には軸方向曲げ応力評価式を提唱し、高サイクル疲労領域では前者、低サイクル疲労領域では後者が疲労データとよく合致する事が判った。本応力評価式をJT-60真空容器のポート用溶接ベローズに適用した結果、設計荷重に対する健全性が示された。
高津 英幸; 山本 正弘; 清水 正亜; 鈴木 和夫*; 園部 正*; 林 雄造*; 水野 源一郎*
JAERI-M 82-205, 42 Pages, 1982/12
JT-60真空容器のポートに用いられる溶接ベローズの強度評価を、捩り負荷に対する評価を中心にまとめた。溶接ベローズには、真空容器と外部固定系との相対変位による強制変位、真空力及び捩り電磁力が作用する。前二者による発生応力はKellogg社の提唱する評価式に従った。後者に対する応力は、捩り負荷の下での溶接ベローズの挙動を実験的に調べた結果をもとに座屈しない場合の勢断応力評価式と座屈する場合の軸方向曲げ応力簡易評価式の二式を定め両者で評価を行った。疲労評価は、実機と同一材料で作られた溶接ベローズを用いて疲労試験を行い設計疲労曲線を定め、応力評価式にて算出された公称応力をあてはめる事で寿命予測を行った。本手法によりJT-60実機に用いられる三種の溶接ベローズの強度評価を行った結果、いずれも設計荷重の範囲内での健全性が確認された。
藤田 哲史; 福島 昌宏; 久語 輝彦; 石川 眞; 飛田 吉春; 水野 正弘*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(JAEA)の高速炉臨界実験装置(FCA)で高速炉の1次元的炉心崩壊を模擬して実施されたFCA VIII-2燃料スランピング実験について、JAEAが整備した最新の核特性解析手法を用いて解析を実施した。実効断面積は、JENDL-3.3から、板状燃料の非均質配置を考慮して作成した。等方拡散係数・約2.5cmメッシュによる70群拡散厳密摂動で反応度を求め(基準計算)、S
輸送計算(輸送補正),超微細群計算(詳細群補正),Benoistの非等方拡散係数による拡散計算(非等方補正)により補正し、最終的な反応度を計算した。反応度計算結果は実験結果から20%以内であり、反応度変化が大きく測定精度の高い体系では約10%で一致した。また、反応度の予測誤差を断面積の感度係数とJENDL-3.3の共分散から評価した結果、合計値は約20%となった。このように、解析の結果、実験予測誤差範囲内で燃料移動による反応度を再現した。また、上下非対称体系では輸送補正により漏洩項が約半分になること等、大規模な燃料移動に対しては輸送効果を考慮することが必須であることが確認された。
