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大山 一弘; 黒羽 隆也*; 高松 操; 関根 隆
JNC TN9410 2005-010, 57 Pages, 2005/03
JNC-TN9410-2005-010.pdf:1.51MB
高速実験炉「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を進めている。本研究では、過渡時のプラント挙動を精度良く予測することが重要であり、「常陽」では、プラント動特性解析コードMimir-N2により、これらの評価を行っている。 これまで、平成13年度、14年度にMK-III炉心用にプラント動特性解析コードMimir-N2を整備するとともに、MK-III性能試験予測解析を実施し、平成15年度のMK-III性能試験においては、手動スクラム試験及び外部電源喪失試験等のプラントデータを取得した。さらに、平成15年度に、これらのデータに基づき、プラント動特性解析コードMimir-N2の冷却系モデルのうち、原子炉容器上部プレナム部、2次主冷却系ホットレグ配管、主冷却機のモデルの整備を実施した。 今年度は、安全特性試験として計画しているUTOP予備及び模擬試験、ULOF模擬試験の実施に向けた見通しを得るため、プラント動特性解析コードMimir-N2による投入反応度等をパラメータとしたUTOP及びULOF事象解析結果及び試験時のプラント構造健全性について評価し、見通しのある試験条件を策定した。
石田 公一; 有吉 昌彦; 深見 明弘*; 菅谷 和司*; 黒羽 隆也*
JNC TN9410 2004-018, 91 Pages, 2004/05
JNC-TN9410-2004-018.pdf:4.31MB
「常陽」MK-III総合機能試験の一環として実施した炉心内流量分布測定及び系統圧損測定についてまとめた。炉心内流量分布測定試験の結果、各集合体の流量が必要流量を十分上回り炉心内の流量配分が適切であることを確認した。また、系統圧損測定試験結果より、1次主冷却系の系統圧損がポンプの健全性上の運転制限値を満足していることを確認した。
高松 操; 黒羽 隆也*; 吉田 昌宏
JNC TN9410 2004-005, 51 Pages, 2004/03
JNC-TN9410-2004-005.pdf:1.25MB
高速実験炉「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を進めている。本研究では、過渡時のプラント挙動を精度良く予測することが重要であり、「常陽」では、プラント動特性解析コードMimir-N2により、これらの評価を行っている。上記研究では、これまで、MK-IIで実施した運転特性試験、自然循環試験等のデータに基づき、Mimir-N2を整備・検証するとともに、MK-II炉心からMK-III炉心への移行及び冷却系の改造に対応するよう炉心・冷却系モデルの整備を進めてきた。MK-III性能試験では、Mimir-N2の検証データとして、手動スクラム試験及び外部電源喪失試験等のデータを取得した。 MK-III炉心用に整備したMimir-N2の予測値と実測値を比較した結果、プラント各部の温度挙動は、概ね一致するものの、予測した原子炉出ロナトリウム温度や主冷却器入ロナトリウム温度等の降下率は、実測値より大きいことがわかった。これを改善するため、手動スクラム試験及び外部電源喪失試験の実測値に基づき、Mimir-N2の冷却系モデルのうち、原子炉容器上部プレナム部、2次主冷却系ホットレグ配管、主冷却機のモデルの整備を実施した。その結果、原子炉出ロナトリウム温度等の挙動は実測値と一致し、Mimir-N2により、手動スクラム及び外部電源喪失等の過渡変化時のプラント挙動を精度良く模擬できることを確認した。
高松 操; 黒羽 隆也*; 吉田 昌宏
JNC TN9400 2003-012, 38 Pages, 2003/03
JNC-TN9400-2003-012.pdf:2.03MB
高速実験炉「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を行っており、その一環として、過渡時のフィードバック反応度の評価制度の向上に関する研究を進めている。フィードバック反応度のうち、炉心湾曲反応度に関しては、設計により将来炉の受動的安全性を向上させることが可能であること等から、その評価手法確立を目的として研究を進めてきた。 「常陽」では、これまで、炉心湾曲反応度を計算する解析システム"MERBA(MEchanical behavior and Reactivity shift caused by core Bowing Analysis code system FOR Joyo)"をMK-II炉心用に整備し、解析を実施した結果、MK-II炉心で観測された出力係数の出力依存性(原子炉主力上昇・下降時に出力係数が変動する現象)が、計算された原子炉出力変動時の炉心湾曲反応度により、定性的・定量的に説明できることを確認した。 一方、MK-III炉心では、中性子束及び原子炉出入口冷却材温度差の増加等により、炉心湾曲及びそれによる反応度挙動を決定する因子がMK-II炉心と異なる。そこで、MK-III炉心の炉心湾曲及び炉心湾曲反応度の特性を把握するため、MK-III炉心用に"MERBA"を整備し、平成15年7月に初臨界を達成する予定のMK-III性能試験炉心の解析を行った。 その結果、MK-III性能試験炉心では、継続使用する反射体の残留変位により、炉心燃料集合体が拘束され、MK-II炉心と同様に、原子炉停止状態において、炉心中心方向に倒れた状態にあり、原子炉出力上昇に伴い、炉心外側に傾いていく(フワラリング)ことから、負の反応度が投入されることがわかった。
吉田 昌宏; 原子力システム*; 黒羽 隆也*
サイクル機構技報, 15, , 2003/00
高速実験炉「常陽」では、高速増殖炉の固有安全性実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を行っている。本研究に用いるプラント動特性解析コ-ドとして、「常陽」用に開発した"Mimir-N2"を採用し、MK-II炉心で実施した運転特性試験、自然循環試験等から得られる情報を基に、コ-ドの整備・検証を行ってきた。安全特性試験の検証を行う上で重要なフィ-ドバック反応度の評価精度向上のための検討として、「常陽」で観測される出力係数の燃焼依存性に着目し、これを燃焼に伴う燃料膨張反応度の変化によるものと仮定して燃料膨張反応度に燃焼依存性を考慮した。その結果、ステップ応答試験におけるステップ投入直後の核計装応答、燃料集合体出口温度及び一次冷却材が一巡した後の炉心支持板膨張反応度によるプラント状態の変動などを良く模擬できることが確認できた。
吉田 昌宏; 黒羽 隆也*
JNC TN9400 2001-051, 38 Pages, 2001/03
JNC-TN9400-2001-051.pdf:3.46MB
高速実験炉「常陽」では、高速増殖炉の固有安全性実証を目的とした安全特性試験の実施に関する研究を行っている。本研究に用いるプラント動特性解析コードとしては、「常陽」用に開発した"Mimir-N2"を採用し、MK-II炉心で実施した運転特性試験等から得られる情報を基に、コードの整備・検証を行ってきた。安全特性試験の検討を行う上で重要なフィードバック反応度の検討として、「常陽」で観測される出力係数の燃焼依存性に着目し、これを燃焼に伴う燃料膨張反応度の変化によるものと仮定して燃料膨張反応度に燃焼依存性を考慮した。その結果、ステップ応答試験におけるステップ投入直後の核計装応答、燃料集合体出口温度及び一次冷却材が一巡した後の炉心支持板膨張反応度によるプラント状態の変動などを良く模擬できることが確認できた。また、「常陽」で開発した炉心湾曲反応度解析システムによる解析結果を入力として与えることにより、炉心湾曲反応度を取扱う機能を"Mimir-N2"に追加した。以上により整備した"Mimir-N2"を用いて、MK-III炉心においてATWS模擬試験を実施した場合の予測解析を行った。その結果、反応度効果としては小さいが、原子炉出力状態によって変動する可能性のある炉心湾曲反応度に関しては、その挙動を把握しておくことが試験計画策定上重要であることがわかった。
吉田 昌宏; 黒羽 隆也*
JNC TN9400 99-027, 31 Pages, 1999/02
高速実験炉「常陽」では、高速増殖炉の固有安全性実証を目的とした安全特性試験の実施に関する研究を行っており、その一環としてフィードバック反応度の解析精度向上のための検討を行っている。これまでMK-II炉心の運転を通じて取得してきた等温温度係数や出力係数等の測定データは、複数のフィードバック反応度成分の積分値であり、その結果から個々の成分を分離・評価し、計算精度評価につなげることは困難である。一方、原子炉の自己制御性確認を目的として実施しているステップ応答試験では、ステップ投入直後の反応度の時間挙動がサイクル運転中に変化する現象が見られており、その原因の一つとして燃焼に伴う燃料膨張反応度の変化が考えられている。そこで、ステップ応答におけるフィードバック反応度の燃焼依存性を燃料膨張反応度の変化によるものと仮定し、その変化率をこれまで測定したプラントデータを基に設定することにより、「常陽」プラント動特性解析コード"Mimir-N2"に燃焼に依存した燃料膨張反応度を計算する機能を追加した。上記機能を追加した"Mimir-N2"を用い、同一炉心の運転初期と末期に測定したステップ応答を解析した結果、燃料膨張反応度の燃焼依存性を考慮することにより、ステップ応答直後の反応度挙動の解析結果は、運転初期、末期とも実測とよく一致することが確認できた。
高松 操; 黒羽 隆也*; 青山 卓史
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、高速増殖炉の固有の安全性を検証することを目的とした研究を進めている。本研究では、フィードバック反応度の誤差を可能な限り、排除することが重要であり、安全特性試験として、原子炉熱出力等の各種パラメータを変動させ、ATWS事象を模擬し、フィードバック反応度を検証できるデータを取得することを計画している。「常陽」では、安全特性試験計画の策定に向けた第1ステップとして、その評価ツールであるプラント動特性解析システムMimir-N2の炉心・冷却系モデルを検証するため、手動スクラム試験,外部電源喪失試験の異常時過渡応答試験、及びUTOP予備試験として、部分出力からステップ状反応度を投入する制御棒小引抜・挿入応答試験を実施した。その結果、Mimir-N2による計算値と実測値はよく一致しており、今後の改良点を摘出できた。
川原 啓孝; 高松 操; 青山 卓史; 黒羽 隆也*
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、ATWS事象を模擬し、高速炉におけるフィードバック反応度を検証するための安全特性試験を計画している。当該計画を策定に向けた第1ステップとして、過渡時プラント特性試験を実施し、評価ツールである「常陽」プラント動特性解析コードMimir-N2を検証した。
