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金城 勝哉; 福原 英夫; 尾下 博教; 高山 宏一; 北野 彰洋; 高尾 敦氏; 山崎 修*
JNC TN4410 2005-004, 243 Pages, 2005/09
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嶋守 重人; 小林 孝良; 鈴木 惣十; 金城 勝哉; 奥田 英一; 加納 茂機
PNC TN9410 94-351, 97 Pages, 1994/09
オフ・ライン荷重センサーの開発に関して、「焼結体による荷重測定素子の特性測定(その1)(PNC SN9410 90-082)」で得られた基礎的特性データに基づき、原子炉環境下における実用化の観点から特性測定(II)及び(III)として以下の試験及び検討を行った。(1)特性測定(II)1)初期条件調整圧縮試験2)形状パラメータ圧縮試験3)斜角圧縮試験4)圧縮クリープ試験(2)特性測定(III)1)初期条件調整圧縮試験2)高温平行圧縮試験3)高温斜角圧縮試験特性測定(II)により、測定素子は530程度以下の原子炉環境下においてオフ・ライン荷重センサーとして実用に供しうるとの見通しが得られた。さらに特性測定(III)では、ルースパーツ対策としてカバーを接合した測定素子の特性データ取得し、実用の可能性を確認した。一連の特性測定試験と並行して、原子炉内における荷重測定素子としての実用化検討と汎用生の検討も加えた。本報告書では、特性測定(II)及び(III)の期間に得られた成果を第1編、第2編で報告するとともに、第3編に実用化に関する検討結果を報告する。
大村 明子; 吉田 昌宏; 島川 佳郎; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9410 93-290, 109 Pages, 1993/11
高速実験炉「常陽」では、FBRの燃料・材料開発のための照射ベットとしての性能向上計画(MK-III計画)の一環として、初臨界以来炉心第3列に対称に配置されていた6体の制御棒のうち1体を第9回定期検査において炉心第5列に移設した。そして、制御棒移設後の炉心管理及び現在計画中のMK-III移行炉心およびMK-III炉心の検討に反映させる目的で、移設前後の炉心における制御棒価値を始めとする一連の炉心特性の測定試験(制御棒価値詳細測定試験)を実施した。今回の試験を通じて得られた結果は以下の通りである。ロッドドロップ法では前回の経験を踏まえて試験を実施したことにより、精度上問題となっていた中性子源効果の低減化が図られた。移設制御棒の反応度価値が従来の約1/3に下がった。移設を含む炉心構成の変更に伴う炉内中性子束分布の変動等により、個々の制御棒価値が若干変動したこと以外、反応度係数等の炉心諸特性は制御棒移設前後で変化していないことが確認された。等温温度係数測定結果は約-410-3%K/Kであり、過去の測定結果と一致した。また、過去の測定で見られた系統温度上昇時と降下時の測定結果の違い等の諸傾向の再現性も確認された。流量係数については、可逆的に反応度変化をもたらすものと、非可逆的なものの2つ以上の要因が関与していることが再確認され、非可逆的な変化が生じる流量レベルがサイクルによって異なることが新たに確認された。
飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉; 圷 正義
PNC TN9410 92-345, 166 Pages, 1992/10
高速炉放射性腐食生成物(CP)挙動解析コード"PSYCHE"の改良整備と検証を目的として,高速実験炉「常陽」の運転経験を通じて得られたCP測定結果に基づき,1次ナトリウム冷却系と燃料洗浄廃液CP挙動について評価し,その機構の検討と解析モデルの検証を行った。得られた評価結果は次のとおりである。(1)1次ナトリウム冷却系配管・機器管壁に移行する主なCP核種は54Mn,60Coで,54Mnが最優勢である。それに対し炉心部CP付着に関連した燃料洗浄廃液中では60Coが最大核種で,外側反射体洗浄時の発生量が特に多くなる。これは粒子状放射性腐食生成物が炉内滞在中に更に放射化されたものである。(2)冷却系内の54Mnの管壁付着速度は,ホットレグ(HL)では炉心材料中の放射化生成に対応し推移するが,コールドレグ(CL)ではそれを越えて上昇する。そのためビルドアップはHLでは比較的早期に飽和するが,CLでは長時間にわたり持続した。60Coの管壁付着速度は,炉心での放射化生成と放出を通じて,燃料交換及び冷却材中酸素濃度の影響を強く受け,更に管壁付着物の剥離・再放出による変動を示す。これ等を勘案すれば60Coのビルドアップは全領域でほぼ同等で緩やかである。(3)54Mnの配管付着分布は初期にはHLが優勢であるが,付着速度のふるまいを反映して時間経過とともにCLが優勢となる。60Coの分布レベルはHLで優勢で時間経過にともなう分布パターンの変化は少ない。(4)54MnのHLでの付着機構は管壁中拡散であり,CLでは管壁面上での合金粒子形成が主である。60Coの付着機構はHLを含め全域的に管壁面上での合金粒子形成が主で,鉄分の多い微視的表面組織に取り込まれていると考えられる。(5)ナトリウム系内のCP挙動に関する「溶解・析出モデル」のモデルパラメータの感度調査と上記評価結果に基づく最適化により,解析コード評価制度(C/E)として,主配管部の54Mnと60Coのビルドアップに対して全期間を通じた平均でそれぞれ1.36及び1.03,線量率分布に対して1.61を得た。本研究から得られた結論は次のとおりである。「溶解・析出モデル」により1次系全域にわたる54Mnの挙動をよく再現できる。60Coの場合は主配管部等高流速部に対しては妥当な結果を与えるものの,粒子移行分が存在し,それ等は主ポンプオーバ
飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9410 92-224, 81 Pages, 1992/07
高速炉プラントの保守,点検時における作業員の被ばく低減化を目的として,高速実験炉「常陽」の定期検査期間を利用し,1次冷却系における放射性腐食生成物(CP)の管壁付着密度と線量率分布の測定を実施し,CP挙動機構の解明とCP挙動解析コード"PSYCHE"の検証を進めて来た。1次冷却系配管壁のCP付着密度の測定は高純度Ge半導体検出器を,配管及び中間熱交換器(IXH)及びポンプの表面線量率は熱蛍光線量計を用い,いずれも保温材表面で実施した。今回の第9回定期検査時の測定も含めこれまでに計7回の測定データが蓄積され,これにより実プラントにおけるCP挙動の評価を進めた。本研究により得られた結果は次の通りである。(1)1次ナトリウム冷却系内に蓄積する主要なCP核種は54Mnと60Coであり,54Mnが最優勢核種で60Coの約20倍に達する。(2)54MnはIHXから原子炉容器入口までのコールドレグ管壁に移行し易く,60Coは原子炉容器入口からIHX入口までのホットレグに移行し易い。(3)1次冷却系内の54Mnのビルドアップは44.5実効運転年(EFPY:54Mnの約4半減期)を経て,ホットレグで飽和に達し,コールドレグでもゆるやかな上昇あるいは変動を示す。即ち実際上の飽和性を示す時期に入り,表面線量率も約1.5mSv/hで概ね飽和に達したものと考えられる。IHXとポンプの線量率はそれぞれ約1.5,2.1mSv/hのレベルにあり,冷却材停留部と流動攪乱の大きな部位で線量率分布のピークを示した。(4)測定値(E)と"PSYCHE91"による計算値(C)を比較した結果,C/E値はCP付着分布に対して1.2,線量率分布に対して1.5が得られた。以上より,「常陽」1次主冷却系配管と機器におけるCP挙動は,機器内CPの定量化と予測精度向上等努力すべき課題を残すものの,その特徴が概ね明らかとなって来た。今後は,燃料洗浄・廃液処理系のCP評価に関連して,外側反射体等の炉心構成要素におけるCP挙動の評価と解明を進める必要がある。更に,CP制御因子の明確化とナトリウム中CPトラップ等のCP低減対策の実証を図る必要がある。
茶谷 恵治; 北村 高一; 飯沢 克幸; 枡井 智彦*; 長井 秋則; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9410 92-186, 63 Pages, 1992/06
大型炉設計での研究課題の1つでる炉心上部機構引抜き用キャスクの遮蔽厚の検討に反映させることを目的として,第9回定期検査時に交換した「常陽」制御棒駆動機構の上部案内管(UGT)の線量当量率の測定とUGT洗浄廃液の核種分析を行った。これにより,下記に示す測定評価結果が得られた。(1)UGTのナトリウム洗浄前後の線量当量率分布は,UGT下部(炉心中心側)からナトリウム接液面にかけて同じ軸方向減衰傾向を示し,放射性腐食生成物(CP)の全線量当量への寄与は無視できる。(2)UGTの内部構造を考慮して評価した線量当量率の相対分布は,UGT下部からナトリウム接液面までの距離で約4桁の減衰を示す。相対分布は,MK-I性能試験時に測定された核分裂計数管(235U)による中性子分布の相対分布とステライト肉盛された箇所を除いて良く一致する。(3)線量当量率測定値から算出した減衰率と2次元輸送計算コード"DOT3.5"により算出した全中性子束の減衰率は,約4桁の減衰に対してファクター3以内で一致し,"DOT3.5"により測定値を再現できることを確認した。(4)UGT洗浄廃液の核種分析結果と洗浄廃液量から推定した付着CP量は,180MBqであり,60Coが92%を占める。この結果は,高速炉CP挙動解析ード"PSYCHE"による予測値とファクター2以内で一致する。
庄野 彰; 茶谷 恵治; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9450 92-001, 156 Pages, 1992/03
1980年8月から12月にかけて米国オークリッジ国立研究所にて実施された軸方向遮蔽実験データ及びその実験に関するデータをまとめた。この実験は,高速炉の炉心上部へ漏洩する放射線を低減するために燃料集合体上部に設けられる軸方向遮蔽体の遮蔽特性を研究するために実施したものである。3種類の遮蔽設計概念,2種類の使用材料(ステンレス鋼と炭化ほう素)について,それらの特性を比較するための実験体系が構成された。この実験体系にガスプレナム領域のスペクトルを代表するものに変換された放射線ビームが入射され,実験体系後方に漏洩する中性子の特性が各種検出器により測定された。
茶谷 恵治; 庄野 彰; 鈴木 惣十; 金城 勝哉; 半田 博之*; 清水 康幸*; 門田 弘和*
PNC TN9410 92-076, 348 Pages, 1992/03
動力炉・核燃料開発事業団は、米国エネルギー省(DOE)との共同研究としてオークリッジ国立研究所(ORNL)の原子炉施設TSF(Tower Shielding Facility)を用いて大型炉遮蔽ベンチマーク実験(JASPER計画、Japanese American Shielding Program of Experimental Researches)を実施している。本報告書は、平成3年度に実施したJASPER実験解析、既存TSF実験解析および遮蔽解析手法の検討等について研究成果をまとめたものである。以下に、主要な研究成果を記す。(1)JASPER実験解析平成3年度は、平成2年8月から12月にかけて実験が行われた軸方向遮蔽実験の解析を中心に実施するとともに、平成3年2月から9月にかけて実験が行われた炉内燃料貯蔵(IVS)実験の解析も一部実施した。解析には、JASPER実験解析で標準的に採用している高速炉遮蔽解析システムを用いた。(軸方向遮蔽実験解析)本研究は、燃料集合体の上・下部に設けられる軸方向遮蔽体の遮蔽特性を研究するため、B4 Cまたはステンレス鋼を遮蔽材とした4種類の実験供試体を用いて実施された。平成3年度の本実験解析の結果、次の結論を得た。
吉田 昌宏; 沖元 豊; 曽我 彰*; 長崎 英明*; 有井 祥夫; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9520 91-007, 54 Pages, 1991/06
高速実験炉「常陽」では,プラント特性及び炉心特性を把握し,原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に,運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは,運転特性試験のうち,臨界点確認試験,制御棒構成試験,反応度係数測定試験を対象に,データ処理及び試験の要領と手順をまとめたものである。
島田 裕一*; 鈴木 惣十; 舟田 敏雄; 金城 勝哉; 深見 明弘*; 大山 幸男*; 井川 健一*
PNC TN9410 91-175, 52 Pages, 1991/05
原子炉の炉内異常診断のため早期に炉心の異常を検知する手法の一つとして,音響法がある。本研究では,音響法のNa冷却型高速炉の炉内異常診断技術への適用性に関する基礎データを得るため,高速実験炉「常陽」を用いて炉内音響レベルの測定等の音響検出予備試験を実施した。本報告に係る一連の試験は,第8回定期検査期間中の平成2年6月13日,14日に実施され,下記の結果が得られた。(1) 電気ヒータ表面に取り付けた熱電対信号のゆらぎにより,ヒータ加熱によるNaボイドの発生が確認できた。(2) 電気ヒータ加熱による炉内のボイドの発生・消滅は,格納容器内の電源,炉内Na流動,1次冷却材ポンプ等に起因するバックグランドノイズが予想以上に高く,本研究で開発した音響検出システムでは,確認できなかった。(3) 音響信号及びNaボイド発生時の表面温度ゆらぎに,1次主循環流量への明らかな依存性は見られなかった。本研究の結果,音響法を用いたNaボイド検出による炉内異常検知の成否は,炉内の音響ノイズのレベルによって決まり,この低減が今後の重要課題であることが明らかとなった。
金城 勝哉*; 舟田 敏雄*
PNC TN9410 90-112, 76 Pages, 1990/07
FBR本報告書は,実験炉部技術課が担当している試験研究のうち,平成2年4月から6月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報された成果の概要をまとめたものである。各成果は,その内容別に下記の項目に分類される。o高速実験炉の炉心特性の測定と解析・評価o高速実験炉のプラント諸特性の解析・検討o計算機コード・マニュアルの作成と整備oMK-III計画に関する検討oその他の試験研究及び解析・評価作業の成果本報告書は,多岐に亘る分野の試験成果の速報であり,各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については,別途作成される報告書を参照されたい。
金城 勝哉*
PNC TN9410 90-065, 49 Pages, 1990/03
本報告書は、「もんじゅ」以降の大型高速炉燃料設計仕様の選定に役立てるため、平成元年度に実施した検討の結果をまとめたものである。検討した項目を以下に示す。燃料仕様に関する製造施設側からの検討、炉心材料物性値の検討、炉心熱設計仕様(許容最大線出力)の検討。これらの検討結果は、実証炉の炉心・燃料設計仕様の選定に有効に反映されるものと期待する。
金城 勝哉*
PNC TN9410 89-171, 347 Pages, 1989/09
「高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究」の成果を踏まえ、100万kWeクラスの大型高速増殖炉プラント全般にわたる設計研究を実施し、概略コストを評価できる段階に達した。100万kWe高速増殖炉の主目標を、1990年代に着工可能な技術レベルを想定し、建設費1.01.1(軽水炉比)、燃料燃焼度130,000MWd/Tとして設計研究を行ったが、本設計研究では、最終目標を達成できなかった。1989年度は、本設計研究の成果をもとに、さらに主要要素研究を実施し、上記目標を達成すべく努力する必要がある。また本設計研究から、研究開発計画に反映すべき項目が明確になり、R&D部門と連携して設計を進めていく必要がある。
三田 敏男*; 白方 敬章*; 金城 勝哉他*
PNC TN9410 89-098, 278 Pages, 1989/06
金属、炭化物、窒化物などいわゆる新型燃料の高速炉燃料としての実用化の可能性を評価する一環として、新型燃料高速炉の炉心核特性を酸化物燃料炉心との比較において評価した。昭和63年度作業として以下のような結果を得た。新型燃料の臨界実験及び炉心設計例を調査した。新型燃料の臨界実験例は少なく、今後設計が進むにつれてその精度をつめる上でさらに詳細な実験が必要になる。一方、炉新設計は最近各国で精力的に実施されており、その設計上の特徴と問題点をまとめた。また、新型燃料炉心の核計算で必要となる断面積のうち、ZR,NはJENDL-2に収納されていないので、JENDL-3のものを用いる必要がある。新型燃料炉心と酸化物燃料炉心の核特性の差及びその要因を検討した。設定炉心は、2領域均質炉心で、炉心形状や出力密度を一定とする条件で検討した。主な成果は以下の通りである。新型燃料炉心では、大幅な増殖性向上が得られ、燃焼反応度をほぼ0とすることができる。また増殖比は、新型燃料炉心では酸化物燃料炉心に比べ0,2程度向上できる。金属燃料炉心では、スペクトル硬化と実効核分裂断面積の減少等の要因のため、高速フルエンスは酸化物燃料炉心に比べて30%程度増大する。金属燃料炉心では、ドップラー係数の絶対値が減少し、ナトリウムボイド係数が増大し、炉心安全解析の観点からは悪くなる方向である。一方、膨張による温度係数は金属燃料でより負側となる(燃料膨脹、炉心支持板膨脹)。
原 昭浩*; 小坂 一郎*; 神戸 満*; 金城 勝哉*
PNC TN9410 89-081, 136 Pages, 1989/04
FBR実用化開発戦略検討の一環として、FBR技術の高度化、多様化を目指した中小型LMFBRの概念について検討した。本年度は、第1期計画(フィージビリティスタディ)のうち炉出力規模のサーベイ、小型革新プラント概念の検討を行った。本年度に実施した検討により得られた成果及び今後の検討課題は以下の通りである。(1)炉出力規模に関するパラメータサーベイにより電気出力1060万kWの炉心特性が明らかになった。(2)小型炉心になる程燃焼反応度の低下が大きくなるため、小型炉心では、燃焼反応度の改善が設計課題の一つである。(3)炉心の反応度係数については、電気出力30万kWe以下で大型炉との差が大きくなり、中小型炉の特徴が出てくる。(4)準静的な過渡評価を行った結果、固有の安全性を生かした炉停止機能を持たせるためには、線出力を下げる(10万kWe炉心において250W/cm以下)とともに制御棒1本当たりの反応度を0.4%k/kk'程度に制限する必要があることがわかった。今後、短期的挙動について確認するため、プラント動特性解析を行う必要がある。(5)小型炉心の特徴を生かし、一体型炉心の採用による一括燃料交換方式、及び反射体領域における反応度制御方式を取り入れた10万kWeの小型革新プラントの概念を構築した。この革新プラントの原子炉構造物量を同しゆつりょく規模の従来プラントと比較するとね約1/4に減少することがわかり、出力当たりの建設コストは、大型炉(100万kWe)と同程度となる。今後は、冷却系、燃料取扱系及び建物を含めた総合的物量評価を行う必要がある。また、炉心圧損、線出力の低下により、崩壊熱除去能力が優れていることがわかった。炉心の平均燃焼度が「もんじゅ」の約1/2となり、燃料サイクルコストが上昇することがわかった。従って、高燃焼度化が必要となる。
小林 靖昌*; 菰田 成一*; 金城 勝哉*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9520 89-004, 60 Pages, 1989/03
高速炉制御棒の設計用コードとして、種々の機能を有する「SCANNER」コードと、サブチャンネル温度解析機能を有する「VORTEX-3」コードの開発を、昭和62年度までに実施してきた。63年度には、これらのコードをバージョンアップするとともに、制御棒熱流動設計業務の円滑化、効率化を図るためのシステム化を行った。 制御棒熱流動設計コードシステム「SYTHCO(A Computing-Code System for the Thermohydrulic Design of Control Rods)」は、熱流動粗解析用モジュール(SCANNERに相当)とサブチャンネル解析用モジュール(VORTEX-3に相当)とから成る。制御棒当たり全流量暫定値を用いて、粗解析用モジュールにて、熱的境界条件(隣接燃料集合体よりの熱流束)および流動的境界条件(バンドル/バイパス流量配分比)等が求められる。これらの境界条件の下で、サブチャンネル解析用モジュールにて、被覆管最高温度が得られる。この被覆管最高温度が入力データで指定した温度に一致するまで繰返計算が実施され、制御棒当たり全流量が求められる。また、求めた制御棒当たり全流量条件の下で、制御棒の挿入引抜パターンを考慮して、制御棒出口温度の履歴を評価する機能を有している。本マニュアルは3編から成る。第1編ではシステム化の内容を示し、第2編および第3編では熱流動粗解析用モジュール(SCANNERコード)およびサブチャンネル解析用モジュール(VORTEX-3コード)の改修内容をそれぞれ示した。
菰田 成一*; 西村 正洋*; 金城 勝哉*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 89-041, 81 Pages, 1989/03
燃焼初期における過出力時の燃料最高温度ホットスポット値を評価するための手法を提案し、本手法により求まるホットスポット値とモンテカルロ計算にて求めた温度分布を比較することで、本手法の妥当性を明らかにした。また、本手法を適用することで、原子炉起動パターンの最適化(プレコンディションニング)を検討し、求めたステップ状の起動パターンを採用するならば、スクラム時燃料溶融確率は0.03%以下となることを確認した。本評価手法の特徴を以下に列挙する。(1)燃料挙動解析コードCEDAR-3により、被覆管外面から燃料中心までの温度上昇巾を評価する。(2)ペレット密度、等価fissile富化度、被覆管肉厚、および焼きしまり量を大きめに設定し、また原子炉熱出力誤差、核計算誤差(出力分布誤差)の不確かさを考慮した条件で求まる温度を基準温度とする。ここで、核計算誤差は過出力時においてのみ考慮し、通常運転時には考慮しない条件とし、中心空孔の成長を過大評価しないようにしている。(3)互いに独立な誤差因子であるペレット外径、Pu富化度、ペレットO/M比、被覆管内径、リロケーションパラメータ、およびポア移動速度パラメータの不確かさに起因する温度不確かさ巾をそれぞれ評価する。(4)個々の誤差因子に起因する温度不確かさ巾を統計処理して、互いに独立な誤差因子群に起因する温度不確かさ巾を求め、これを基準温度に加えることで、燃料最高温度ホットスポット値を算出する。
菰田 成一*; 金城 勝哉*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-153, 113 Pages, 1988/12
軸非均質炉心(AHC)成立性に関する燃料設計側からの検討課題の一つである,炉心部と内部ブランケット(IB)部の境界部における軸方向温度差に起因する被夜管応力について検討した。FINAS(FiniteElementNonlinearStructuralAnalysisSystem)を用いた,管壁方向と軸方向に関する二次元(軸対称)熱伝導解析により,軸非均質燃料IB境界部の被覆管二次元温度分布を求めた。この温度条件のもとで,再びFINASを用い,最大発熱部被覆管応力を解析評価した。その結果,照射初期に生じる熱膨張差に伴う応力は,クリープにより照射とともに漸減するが,スエリングが現れる照射中期以降では漸増することが分かった。3年寿命末期応力は,照射初期の応力と比較して,その符号が逆であるものの,大きさは同程度となった。また,管壁温度差に起因する均質燃料最大発熱部応力も解析評価し,軸非均質燃料最大発熱部応力評価結果と比較した。その結果,極端な差違はなく,したがって,軸方向温度差に起因する被覆管応力はAHC成立性上の障害にならないとの見通しが得られた。尚,被覆管材としては改良オーステナイト鋼(PNC1520,15Cr-20Ni-2.5Mo-0.25Ti/0.1Nb)を採用することを前提とした。
菰田 成一*; 池上 哲雄*; 金城 勝哉*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9520 88-016, 54 Pages, 1988/08
実証炉以降の大型炉においては、燃料集合体の大型化に伴い、制御棒当たり吸収ピン本数は19本を越えるものと予測される。従来の「VORTEX-1」コード(SJ201 77-02)や、その改良板である「VORTEX-2」コード(J901 81-09)においては、19本を越える吸収ピンバンドルとして、内層19本を正三角形格子状に配列した37本バンドルの熱特性解析が可能であった。しかし、バンドル部サブチャンネル温度を均等化し、制御棒出口温度高温化(炉心上部機構サーマルストライピング緩和)を図る上で、有望な①「37本の吸収ピンを同心円状に配列したバンドル」、および②「保護管内壁6か所にfillerを設置し、31本の吸収ピンを正三角形格子状に配列したバンドル」への適用性は無かった。 VORTEX-3」コードは、これら2種のバンドルについての熱特性解析が可能なように、適用範囲を拡張したバージョンである。入出力、基本計算手法は、旧バージョンからの変更点が無いので、本マニュアルにおいては改修内容を示すとともに、主な変更後サブルーチンの機能フローチャートを収録するだけとした。
菰田 成一*; 池上 哲雄*; 水野 朋保*; 鈴木 惣十*; 金城 勝哉*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-060, 74 Pages, 1988/07
61年度レファレンス炉心をベースとし、長寿命化、および出口冷却材温度高温化の観点で好適な、高性能制御棒仕様を明らかにするとともに、その性能を把握することを目的とした。制御棒当たり吸収ピン本数、ピン配列形状、B4Cペレットと被覆管間のギャップ幅、スペーサワイヤの径や巻付けピッチ等をパラメータとし、ACMI発生後の継続照射時の、被覆管フープ応力やピンバンドルと保護管の寸法干渉量(BDI)、また寿命初期の被覆管最高温度を評価した。ピン本数として37本程度を選定するならば、製作時のペレット被覆管間直径ギャップ幅を0.8㎜程度まで広げることができ、照射後約3年でACMIが開始する。さらに、約1年継続照射すると、BDIはワイヤ径1本分に達する。この間、被覆管のフープ応力は、照射クリープの寄与により、過大な値とならないが、炉停止時および炉外取出時には急増するとの結果が得られた。また、同芯円状配列の37本バンドルは、正三角形格子状配列の31本バンドルと比べて、出口冷却材温度高温化の観点で有利との結果が得られた。結論として、同芯円状配列の37本バンドルを採用することで、出口冷却材温度約450の達成見通しを得た。また、制御棒寿命を評価するためには、被覆管の照射クリープ特性明確化の必要性のあることが分かった。