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菅原 悟; 照沼 幸司; 鴨志田 洋
Proceedings of 1st Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydrqulics and Safety (NTHAS 98), p.335 - 341, 1998/00
炉内に装荷された燃料集合体は、集合体内の軸方向及び径方向に非均一な分布を持つのみならず燃料棒内にも径方向に非均一な分布を持つ。そのため、燃料棒の表面熱流束は周方向に非均一な分布(「熱流束傾斜」)を呈 することになる。しかし、これまでの実規模模擬燃料集合体を電気加熱して行う伝熱流動試験では、技術上の困難さ等から、全世界的に、集合体内の非均一な出力分布は模擬できても燃料棒表面熱流束の周方向の非均一性は模擬できていなかった。ただし、ATRやCANDU炉のような圧力管型炉では、一般に、ドライアウトが出力の高い外層燃料棒においてかつ熱流束傾斜によって熱流束が低くなるバンドル中心部に面した位置で発生するため、熱流束傾斜を考慮しなくともドライアウト実験は保守側の結果を与えると評価していた。本研究では、熱流束傾斜を考慮していない従来のドライアウト実験の保守性を定量的に明らかにすることを目的として、燃料棒
小鷹 幸三; 天藤 雅之; 菅原 正幸; 小池 通崇; 松田 昌悟; 遠藤 和雄; 揖場 敏
PNC TN9410 96-235, 258 Pages, 1996/03
原子炉の定検作業時における被曝低減対策の一環として,炉心一次冷却系統機器に付着したクラッドを除去するための化学除染法が開発され,ふげん発電所で既に実施されている。一方,これまでの化学除染は,燃料体が炉心に無装荷の状態で実施されているため,設備利用率の向上を図る観点から,燃料体が装荷された状態で除染を行う計画が策定された。本計画を実施に移すに当たっては,除染剤が燃料集合体を構成する部材に悪影響を及ぼさないことを,試験を行って確認しておく必要がある。本報告は,除染剤が燃料集合体構成部材の健全性に与える影響を調べるために実施した材料特性試験並びに燃料要素被覆管のフレッティング摩擦特性に関する実規模炉外耐久試験の結果について,まとめたものである。本試験で得られた結果の概要を以下に記す。(1)除染処理及び残留除染材による,燃料集合体構成部の応力腐食割れに対する感受性は十分低い。(2)除染処理及び残留除染剤は,燃料要素被覆管のフレッティング摩擦の進展を促進させる傾向はほとんど認められず,スペース・リング素子の燃料要素保持機能並びに燃料要素被覆管のフレッティング摩擦特性に対する健全性に悪影響を及ぼすことはない。
前田 誠一郎; 猪原 敏照; 飯島 隆; 清野 英昭; 小林 哲朗*; 竹内 道雄; 菅原 悟; 松本 光雄
動燃技報, (94), p.36 - 52, 1995/06
ATRの炉心設計手法に関し、「ふげん」運転開始以降も、燃料の高燃焼度化、チャンネル出力の増加、設計裕度の適切化等に対応するため、高度化に係わる研究開発を進めてきた。これらの研究開発成果により、ATR実証炉の炉心設計手法は、「ふげん」設計手法から、格子計算コードを「METHUSELAH-II」から「WIMS-ATR」に変更、燃料の熱的裕度指標をMCHFRからMCPRへ変更等の高度化を図っている。これらの高度化した手法による出力分布予測及び熱的裕度予測の評価を、「ふげん」運転実績データ並びに大洗工学センターDCA、HTL等による実規模模擬試験結果を用いて実施しており、その精度評価から、実証炉の設計計算誤差等を設定するとともに、ATR炉心設計手法を確立した。
森下 喜嗣; 長谷川 敏彦; 菅原 悟; 照沼 幸司
CNA/CNS ANNUAL CONFERENCE, 0 Pages, 1994/00
新型転換炉実証炉に圧力管単管破断事故が発生した場合の、燃料冷却性評価手法の確立を目的として、以下に示す圧力管単管破断事故時を模擬した実規模試験及び解析手法の検証を行い、動燃が開発した評価手法を実機評価に適用することの妥当性を確認した。(1)圧力管単管破断事故時を模擬した実規模試験装置により、実機と同一条件下で燃料冷却性試験を実施し、破断に伴う圧力管の拡管及び燃料体の偏心により、燃料の冷却性が通常時に比べ局所的に著しく低下することを明らかにした。(2)動燃が開発したサブチャンネル解析コードCOBRA-ATRを、二相流混合係数の最適化等を行いながら検証し、同コードの当該事故事象への適用性と精度を明らかにした。以上により、同コードが実機評価に適用可能なことを確証した。
長谷川 敏彦; 照沼 幸司; 森下 喜嗣; 菅原 悟
CNA/CNS ANNUAL CONFERENCE, 0 Pages, 1994/00
新型転換炉実証炉に圧力管単管破断事故が発生した場合の、燃料冷却評価手法の確立を目的として、以下に示す圧力管単管破断事故時を模擬した実規模試験及び解析手法の検証を行い、動燃が開発した評価手法に適用することの妥当性を確認した。(1)圧力管単管破断事故時を模擬した実規模試験装置により、実機と同一条件下で燃料冷却性試験を実施し、破断に伴う圧力管の拡管及び燃料体の編心により、燃料の冷却性が通常時に比べ局所的に著しく低下することを明らかにした。 (2)動燃が開発したサブチャンネル解析コードCOBRA-ATRを、二相乱流混 合係数の最適化等を行いながら検証し、同コードの当該事故事象への適用性と精度を明らかにした。以上により、同コードが実機評価に適用可能なことを確証した。
冨山 明男*; 片岡 勲*; 古谷 直哉*; 坂口 忠司*; 菅原 悟
混相流, 8(1), p.24 - 32, 1994/00
三流体モデルは、環状噴霧流を現象論的に予測できる最も進んだモデルの一である。しかしながら、三流体モデルの数値解には原因不明の数値的不安定性が生じやすい。そこで本研究では、垂直一様加熱管内環状噴霧流に対する三流体モデルに内在する緩和距離に着目して、数値的安定性を解析した。本解析より、数値的不安定性は環状流への遷移位置付近およびドライアウト点付近で生じやすいことがわかった。また、仮想質量力を考慮しても数値的安定性は殆ど変化しないこともわかった。次に、三流体モデルの数値積分に運動量輸送項を部分的に陰に取り扱う方法を適用した。その結果、本方法により、プログラミングの複雑化を伴わずに数値的安定性を向上できることが確認できた。
プラグ)における流動挙動の解析的検討村松 壽晴; 菅原 悟
PNC TN9410 93-031, 53 Pages, 1993/01
新型転換炉「ふげん」発電所において,平成4年10月18日,タービン建屋1階高圧タービン前部軸受台付近からの蒸気微小漏洩が発見された。この原因は,比較的湿り度の高い蒸気流の一部がプラグ部に流入する環境下において,プラグ材料が適切でなかったために生じたエロージョンによるものであると結論づけられた。本報では,汎用多次元コードAQUAを用いた多次元流動解析により,当該部位での流動状況を解析的に検討すると共に,改良型プラグ(形状および材質)が設置された条件での解析により,エロージョン発生防止に関する効果を明らかにした。得られた結果は,次の通りである。(1)既設プラグ条件において,高圧タービン出口配管内蒸気平均流速を41.3m/s(100%)から31.3m/s(75.8%)に低下させた場合には,プラグ内流速成分最大値の低下は約84%となる。(2)改良型プラグ条件におけるプラグ内流速成分最大値は,既設プラグ条件での値の約0.44%となり,エロージョン発生を効果的に防止できると考えられる。本作業は,本社動力炉開発推進本部ふげん計画管理課からの依頼に基づいて行ったものである。
村松 壽晴; 一宮 正和; 山口 彰; 中大路 道彦; 永田 敬; 菅原 悟
PNC TN9410 92-352, 62 Pages, 1992/11
大洗工学センター技術開発部プラント工学室では,電気事業者によるFBR実証炉の設計研究を適切に支援するため,大型FBR設計研究の一環として,電気出力60万kW級のプラントを対象に設計研究作業を実施してきている。この内,上部プレナム内に発生する熱流動挙動は,プラント設計自体に直接影響を及ぼすと考えられることから,平成2年度より単相多次元熱流動解析コードAQUAを用いた評価解析を継続して実施してきている。平成4年度上期の作業では,液面近傍流速低減化方策の一つとしてBaffle Ring設備及びPorous UIS設備を取り上げ,その有効性を明かした。具体的には,原子炉容器壁へのBaffle Ring設備とPorous型UIS設備を検討の対象とし,以下の結果を得た。〔Baffle Ring設備〕(1)原子炉容器壁に設置するBaffle Ring幅は,20cmの場合よりも40cmとした場合の方が液面近傍流速低減化に有効である。(2)上記設備の採用により,液面近傍最大流速を約40cm/sまで低減させることができる。〔Porous UIS設備〕(1)UISスカート部とUIS胴上部との流配は,50%-50%とした場合が最も効果的に液面最大流速を低減化することができる。(2)上記設備の採用により,液面近傍最大流速を約52cm/sまで低減させることができる。更に,上記解析結果を踏まえ,ガス巻き込み防止のための原子炉構造として,Bafflering設備(40cm幅
2段)とPorous UIS設備(流配条件50%-50%)との組み合わせを提案し,解析を行った。この結果,液面近傍最大流速値として,約0.33m/sが得られた。
早船 浩樹; 岡野 豊明; 菅原 悟
PNC TN9410 92-062, 20 Pages, 1992/05
高速増殖原型炉「もんじゅ」の「1次主冷却系配管大口径破損事象(Loss of Pipe Integrity;LOPI 以下LOPI事象と略す)」の事象推移について補強するために、ナトリウム沸騰試験によるデータの拡充とそのデータに基づく炉心冷却能力の詳細な解析を行った。プラント過渡応答試験施設(Plant Dynamics Test Loop;PLANDTL)を用いたLOPI事象を模擬した過渡試験、並びに崩壊熱沸騰試験装置を用いた崩壊熱出力レベルでの定常ドライアウト試験により、ナトリウム沸騰試験データベースを拡充するとともに、事象推移を解析するためのコードを検証するためのデータを得た。これらの試験結果の解析を通じて検証したSSC(Super System Code)コード及びSABENAコードを用いて「もんじゅ」のLOPI事象について解析を行い、設置許可申請書の添付書類に記載の炉心冷却能力の解析結果が、事象推移を包絡し、十分な保守性を有することを確認した。
村松 壽晴; 村田 正幸*; 家田 芳明; 山口 彰; 永田 敬; 菅原 悟
PNC TN9410 91-318, 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。
北原 種道*; 若林 利男*; 福村 信男*; 菅原 悟*; 小池 通崇*; 速水 義孝*; 河西 善充*
PNC TN1410 91-063, 239 Pages, 1991/08
新型転換炉の研究開発は、大洗工学センターの施設を中心にして「ふげん」及び実証炉のための研究開発ならびに設計研究からなっている。「ふげん」のための研究開発及び実証炉のための初期段階の研究開発の成果は、国のチェックアンドレビューの場にとりまとめ提出し、国の審議を受けた。(昭和57年)この資料はチェックアンドレビュー以降の研究開発の成果を実証炉の技術確証試験開始(昭和62年)までの研究開発と技術確証試験開始以降の研究開発を以下の内容に従ってまとめたものである。(1)プラントシステム評価研究(実用炉構想評価研究)(2)炉物理研究開発(核設計)(3)伝熱流動研究開発(熱水力設計)(4)部品機器研究開発(運転保守技術の高度化、炉心構造、システム開発)(5)安全性研究開発(6)供用期間中検査技術研究開発 平成3年度以降も継続される技術確証試験、安全研究ならびに高燃焼MOX燃料開発等今後実施していくものについては、継続して評価し取りまとめていく。
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。
菅原 悟*
PNC TN9410 89-159, 53 Pages, 1989/11
None
堺 公明*; 菅原 悟*; E.C.RUM*
PNC TN9410 89-112, 29 Pages, 1989/07
None
菅原 悟*; 堺 公明*; H.E.C.R*; K.Watan*
PNC TN9410 89-078, 47 Pages, 1989/05
None
堺 公明; 菅原 悟*
10th Annual Conference on CNS, 0 Pages, 1989/00
三流体モデルに基づく詳細サブチャンネル解析コードFIDASのATRバンドル体系に対するドライアウト限界予測に関する検証を行った。本研究では、圧力管形原子炉の炉心設計上重要な因子の一つである圧力管内径の変化に伴うドライアウト限界出力変化について解析し、実規模試験結果と比較した。FIDASは、従来のサブチャンネル解析コード(COBRA,THERMIT等)では再現できなかった、圧力管内径の変化に伴うドライアウト限界出力の変化を良く予測できた。これによって、FIDASコードのATRバンドル体系への適用性が検証されるとともに、従来のサブチャンネルコードに対する優位性が示された。
堺 公明*; 菅原 悟*
PNC TN9410 88-091, 27 Pages, 1988/08
None
菅原 悟*
PNC TN9410 88-090, 40 Pages, 1988/08
None
堺 公明*; 菅原 悟*
PNC TN9410 88-052, 133 Pages, 1988/06
クラッドの付着等により燃料棒間ギャップが減少した場合のドライアウト限界出力を明らかにすることを目的として、ATR28本クラスタ燃料集合体を対象とする、燃料棒間ギャップを変化させた実現模のドライアウト試験を実施した。また、試験データに基づきサブチャンネル解析コード(COBRA-IV-HTL)におけるサブチャンネル間二相乱流混合係数相関式を開発した。更に、Battele Pacific Northwest Laboratories(PNL)で行われたサブチャンネル実験について解析を実施し、開発した相関式の他の体系への適用性を検証した。以上より、以下の結論が得られた。(1)試験結果から、燃料棒間ギャップが減少した場合のドライアウト限界出力は、燃料棒間ギャップがノミナル値の2.1㎜から1.6㎜程度の範囲ではわずかしか低下しないが、1.6㎜以下ではギャップの減少にほぼ比例して急激に低下することが明らかになった。たとえば、0.6㎜の場合ではドライアウト限界出力はノミナルギャップの場合と比較して限界出力が約15%低下する。これはギャップの減少によってサブチャンネル間の乱流混合が低下し、サブチャンネル間のクオリティ分布の不均衡が増大するためと考えられる。(2)このような燃料棒間ギャップの差異に起因するサブチャンネル間のクオリティ分布の不均衡ひいてはドライアウト限界出力の変化を正しく解析できるようにするため、(燃料棒間ギャップ)(燃料棒外径)の影響を考慮した二相乱流混合係数相関式を開発した。本相関式を組み込んだサブチャンネル解析コード(COBRA-IV-HTL)は、本試験で得られた燃料棒間ギャップ0.6
2.1㎜の燃料体のドライアウト限界出力全データについて
の精度で予測が可能であった。(3)開発した二相乱流混合係数相関式の適用性を確認するため、ATR燃料集合体と形状の異なるBattele PNLで行われたサブチャンネル実験について解析を行った。その結果、平行した2サブチャンネルの流量及びエンタルピ分布に関して実験結果との良い一致が得られ、開発した相関式がATR燃料集合体とサブチャンネル形状が異な
堺 公明*; 菅原 悟*
PNC TN9410 87-147, 57 Pages, 1987/12
新型転換炉において、入口管に破断を生じた場合、冷却水は圧力管の入口部より流出するため、破断チャンネルにおいて下降流状態となる。また、ポンプトリップによる流量停滞時においても同様に低出力チャンネルにおいて下降流が発生することが考えられる。このような下降流状態におけるドライアウト限界出力を正確に把握することを目的として、大洗工学センター原子炉工学室の14MW大型熱ループにおいて新型転換炉実証炉用36本クラスタを用いた実規模試験を行うとともに下降流状態におけるドライアウト評価式を作成した。本研究の結果、以下のことが明らかになった。(1)下降流状態でのドライアウトには流量によって特性の異なる領域、即ち、気液同方向下降流領域、遷移領域、気液対向流領域の3つの領域が存在する。また、遷移条件は圧力7MPaの場合、各々、G=725.2及び458.3〔㎏/†sec〕である。(2)気液同方向下降流領域では上昇流のドライアウト評価式が適用される。(3)気液対向流領域ではドライアウト限界衆力が上昇流と比較して最大75%低下する。(4)気液同方向下降流領域から遷移領域への遷移はフラッディングモデルから導出したJgE*12=C/m=0.75によって判定できる。(5)3つの領域各々に対して作成したドライアウト評価式は本実験について0.6MWの精度で予測できる。
