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上出 英樹; 長沢 一嘉*; 木村 暢之; 宮越 博幸
JNC TN9400 2001-017, 86 Pages, 2000/09
JNC-TN9400-2001-017.pdf:2.66MB
高速炉において自然循環による崩壊熱除去はその安全性を確保する上で重要な機能である。自然循環時には炉心通過流量が原子炉容器を含む冷却系統内の温度分布により決定され、流量と温度分布は互いに影響し合うことから複雑な現象を呈する場合がある。このような自然循環時の炉心を含む炉容器内熱流動現象を解析し評価する手法として多次元熱流動解析コードAQUAを用いた解析手法を構築した。本解析手法は全ての集合体を矩形にモデル化し、集合体間ギャップ部並びに上部プレナム、高圧プレナムを一つの解析領域の中でモデル化するものである。これにより上部プレナムから集合体間ギャップ部への流れ(インターラッパーフロー)と各集合体との熱的相互作用、負の浮力により低温のナトリウムが集合体内へ潜り込む現象、集合体間の熱移行ならびに炉心部の流量再配分を直接考慮することができる。本解析手法を7本集合体からなる模擬炉心を有するナトリウム試験データ、1/12セクター炉心でインターラッパーフローの炉心部径方向流れ場を模擬した水試験データにより検証した。さらに本手法を用いて、崩壊熱除去用の冷却器が炉容器内に浸漬された60万kWe級の大型炉を対象に実機解析を行い、自然循環時の炉心部熱流動現象を評価した。インターラッパーフローが集合体間パッドの形状に大きく依存すること、それが炉心部最高温度に大きな影響を与えることを明らかにした。崩壊熱量が定格出力の1.7%、ループ流量が定格流量の1%とした条件で、縦のスリットを有するパッドを用いた場合、パッド部が完全に閉塞している場合に比べて炉心部最高温度は60
程度低くなった。また、自然循環時の炉心部温度はインターラッパーフロー以外に集合体間熱移行、流量再配分、集合体内潜り込み現象が相互に影響しあい決定されていることを示すとともに炉心部熱流動現象の評価において留意すべき点をまとめた。
飯塚 透; 長沢 一嘉*; 西村 元彦; 上出 英樹
JNC TN9410 99-004, 66 Pages, 1999/01
原子炉冷却系総合試験施設の蒸気発生器(SG)試験体の流動安全性を検討するため、水側流動安定性解析コード「BOST」を用いて解析を実施した。しかし、SG試験体の定格運転条件はコードの使用実績範囲を越える高い圧力条件であるため、BOSTコードの解析結果は他の解析コードの結果や従来の知見に比べて著しく安定側の評価結果となり、Na/水流量比を経験的に不安定が予想される程度まで上昇させても、不安定が発生しないという評価結果となった。そこで、BOSTコードの改修を実施したので、その状況を報告する。現在までに、いくつかの要改修点が発見され、改修を実施したが、高圧条件において著しく安定となる原因は突き止められておらず、今後以下の検討が必要と考えられている。・コーディング内容の確認・メッシュ数の拡張・出力機能の充実しかし、BOSTコードは1975年に作成されたコードであり、その後改修を重ねてはいるが、比較的簡単な基礎式を多数のメッシュで解く現代の計算コードと比較すると、コーディング内容が複雑で改修には多大な労力が必要になる。このため、給水圧力が18MPaを越えるような高圧条件のSGを解析対象とする場合には、最新の知見をとり入れた流動安定性解析コードを作成することを今後検討するべきであると考える。
大平 博昭; 長沢 一*; 中村 寿; 林道 寛; 中本 香一郎
PNC TN9410 91-109, 83 Pages, 1991/02
平成2年度からプラント工学室で開始された60万KWeクラスの大型炉設計研究に関連して当室においてもプラント熱過渡評価等の設計研究を開始した。熱過渡評価に関する研究の中で、レファレンスとして設計されたプラントに対する熱過渡特異点の摘出や、「もんじゅ」プラントの比較等を行ない、さらにプラント全体の大まかな構成を設計するために、熱過渡に対する数多くのパラメータサーベイが迅速に行なえるコードの開発を進めている。本簡易コードはSuper-COPDをベースとすることとし、まず最初の段階として、簡易化したSuper-COPDのモデルを作成し、入力条件として、「もんじゅ」の運転条件を用いて開発を行なった。これらの検討から以下の成果がえられ、簡易コードへの反映事項が抽出できた。1)1次側及び2次側のポンプ、及びACS系及びSG前後のバルブを排除してポンプ位置及びACS系の流量変化を入力することにより、簡単にプラントの特性が解析できる。2)入力条件で大きく影響が生じるAC出口温度変化を除いては「もんじゅ」プラントと同様な応答が得られ、本簡易モデルが妥当であることがわかった。3)「もんじゅ」詳細解析結果と比較したところ、大型炉プラントは「もんじゅ」プラントに比べて、比較的速く温度変化が伝播することがわかった。今後、さらに各種パラメータを変更した解析、及び「もんじゅ」詳細解析モデルを本モデルにあてはめた解析を通じて、本簡易モデルの妥当性の確認、及び必要箇所のモデルを変更する予定である。
佐藤 均*; 長沢 規矩夫*; 大峰 守*; 圷 憲*; 大和 愛司*; 今熊 義一*; 上田 和隆*; 山田 一夫*
PNC TN841 72-29, 103 Pages, 1972/08
この報告では,おもに環境管理上重要な海洋環境試料を中心としたストロンチウムやセシウム等のF.P.元素およびプルトニウム等の核燃料元素について,化学的手法により定量する分析法を確立することを目的に検討した。その結果,海水,海底土および海産物等について各種F.P.元素を共沈法,溶媒抽出法およびイオン交換法で精製した後,低バックグラウンド放射能測定装置,低バックグラウンドアルファ線スペクトル解析器および原子吸光分析計により定量する方法を確立した。本方法は従来の化学分析法に比較して繁雑な操作が少なく簡単で迅速に分析できる。