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栗原 良一; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 関 泰; 笠原 文雄*; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; 大森 順次*
Fusion Engineering and Design, 42, p.61 - 66, 1998/00
被引用回数：7 パーセンタイル：53.8(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所では、国際熱核融合実験炉ITERのR&Dタスクの一つとして冷却材侵入事象(ICE)実験をTRAC-BF1等の安全性解析コードを検証するための熱流動データを得る目的で実施している。TRAC-BF1コードは元々沸騰水型原子炉の想定過渡事象を詳細に解析するために開発されたコードなので、核融合炉真空容器内で起こるICE現象を解析できるように原研で改良を進めてきた。安全性解析コードのベンチマークテストとしてICE実験を、真空容器内圧力10または10
Pa、真空容器内温度150または250
C、噴出水温度100または200C、噴出水圧力3.5MPaの条件で実施した。TRAC-BF1コードを用いてこれらの実験を解析し、実験と解析の差について考察した。論文ではTRAC-BF1コードの概要と手法、ICEベンチマーク解析の方法と結果及び今後の課題について述べる。
安島 俊夫*; 栗原 良一; 関 泰; 笠原 文雄*; 山内 通則*
JAERI-Data/Code 97-034, 77 Pages, 1997/08
JAERI-Data-Code-97-034.pdf:1.71MB
国際熱核融合実験炉(ITER)工学R&Dとして実施してきた真空容器内冷却材侵入事象(ICE)の予備実験に関連し、ICE解析用コードとしてTRAC-BF1コードの改良及び整備を行った。さらに、TRAC-BF1コードの計算結果を作図するためのグラフィックファイル形式変換プログラムと時系列プロットプログラムのワークステーションへの導入を計った。本報告書は、これら改良TRAC-BF1コードの概要、検証用データを用いた改良TRAC-BF1コードの検証結果、及びICE実験データを用いた評価結果をまとめたものである。
関 泰; 高津 英幸; 飯田 浩正; 真木 紘一*; 小川 益郎; 野口 宏; 村田 幹生; 小澤 義弘*; 伊東 新一*; 岡崎 隆司*; et al.
JAERI-M 91-126, 511 Pages, 1991/08
核融合実験炉としての基本的構成が類似しているFER/ITERを対象に、安全性の解析と評価を行った。安全性の検討の仕方としては、まず、安全設計の考え方を明確にし、次に、運転状態、すなわち、通常運転時、分解修理時、事故時に分けて、解析・評価した。特に、通常運転時においては、トリチウム及び放射化生成物量の評価を、分解修理においてはトリチウム放出量の評価を、事故時においては冷却水喪失事故・真空破断事故・電源喪失事故の事故シナリオの検討を、それぞれ行った。また、安全に関する法規・基準を付加し、全体として、核融合実験炉の安全性を一通り概観できるようにした。
野中 信之*; 笠原 文雄*; 丹羽 元*; 佐藤 一憲*
International Meeting on the Science and Technolog of Fast Reactor Safety, ,
高速炉のHCDA安全評価に於いて、流量減少事故中の過出事象(LOF-d-TOP)に対する現象解明は炉容器の格能機能を確認する上で重要な課題である。本報告は従来の実機評価に於ける検討から、特に重要性が認識された3つの現象、即ち、ボイド化S/A 中の燃料分散能力、非ボイル化S/A中の燃料破損及びMFCT挙動に対し,CABRI試験の解析から得られた知見と安全解析コード(SAS3+),SAS4A,PAPAS-2S)の検証状況についてまとめたものである。本研究の結果,スティール及びナトリウム蒸気の発生,燃料の上部破損と伝 の燃料分散への寄与を介したエネルギー発生低減への有効性が示された。また、PAPAS-2S(破損及びMFCL),SAS4A(ボイド中 移動)の妥当性及びSAS3Dの実機評価コードとしての保守性が確認された。
