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論文

A Preliminary 3D steam flow analysis for CET behavior during LSTF SBLOCA experiment using FLUENT code

Irwanto, D.; 佐藤 聡; 竹田 武司; 中村 秀夫

Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07

A 3D analysis of the CET phenomena on the LSTF during SBLOCA was performed for the OECD/NEA ROSA-2 Project Test 3 (SB-HL-18) using CFD ANSYS FLUENT code to clarify influences of the steam flow on CET response during core uncovery. A portion of core above the mixture level was modeled up to CET thermocouple position (13 mm above the UCP), taking into account high, medium and low power heater rod bundle, including internal structures such as end-box, UCP and core spacer. From the calculation, it is clear that inner structures indeed affect the CET due to heat transfer from hot steam to these cool structures. Mixing was happened at the boundary between high-middle-low power rod regions due to steam velocity different at the boundary between each fuel bundles and at the free area above the heater rod. These 3D flows mixing also may contribute to the final CET values and the delay readings of CET relative to the peak cladding temperatures in the core. To confirm this simulation, ROSA/LSTF experiment data was used as comparison, resulting that most of the calculated values of CETs were slightly higher than the measured ones: 608 against 592 K for high power bundle; 598 against 586 K for medium power bundle and 579 against 581 K for low power bundle.

論文

Major outcomes from OECD/NEA ROSA and ROSA-2 projects

中村 秀夫; 竹田 武司; 佐藤 聡; 石垣 将宏; 安部 諭; Irwanto, D.

Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 21 Pages, 2013/05

The OECD ROSA and ROSA-2 joint research projects have performed 19 LSTF experiments to simulate 9 subjects on reactor accidents and abnormal transients. Detailed data were obtained to well understand the accident phenomena, which is suitable for V and V of both 1-D best estimate (BE) safety analysis codes and 3-D CFD codes. The research subjects and test conditions were defined with participants from 15 NEA member and non-member countries to well represent such accident phenomena as multi-dimensional, multi-phase, parallel channel flows under influences of non-condensable gas within world largest LSTF under full-pressure conditions. New activity was done in the ROSA-2 Project such as blind analysis and counterpart testing with the OECD PKL-2 Project to clarify and solve issues in the utilization of the BE and CFD codes. Major outcomes from such ROSA and ROSA-2 Projects are discussed through selected three types of subjects. Remaining issues are pointed-out as well.

報告書

Study on calculation methods for the effective delayed neutron fraction

Irwanto, D.*; 千葉 豪; 長家 康展; 小原 徹*

JAEA-Research 2010-061, 28 Pages, 2011/03

JAEA-Research-2010-061.pdf:1.1MB

実効遅発中性子割合$$beta_{eff}$$は原子炉の動的な振る舞いを支配する重要なパラメータの一つである。これまでに、幾つかのモンテカルロ法に基づいた$$beta_{eff}$$の計算方法が提案されている。本研究では、それらの方法の精度を定量的に評価するため、$$beta_{eff}$$の計算手法に着目し、裸炉心,反射体付き炉心,MASURCA-R2, MASURCA-ZONA2, FCA XIX-1, XIX-2, XIX-3といった高速炉心を対象に検討を行った。$$beta_{eff}$$について、基本値(均一重み),一般的な定義,名内による定義,Meulekampによる定義に基づいて計算し、その各々の比較を行った。その結果、一般的な定義,名内による定義,Meulekampによる定義に基づく$$beta_{eff}$$の値は最大で10%異なる場合があること、均一重みの値は幾つかの体系で大幅に大きな値となること、すべての体系で、Meulekampによる定義は名内の定義と比較して大きな値となること、を示した。さらに、$$beta_{eff}$$に対する複数世代の効果を評価し、一般的な定義に基づく値を求めるためには、それが無視できないことを示した。

論文

Comparison of Monte Carlo calculation methods for effective delayed neutron fraction

長家 康展; 千葉 豪; 森 貴正; Irwanto, D.*; 中島 健*

Annals of Nuclear Energy, 37(10), p.1308 - 1315, 2010/10

 被引用回数:19 パーセンタイル:14.24(Nuclear Science & Technology)

実効遅発中性子割合($$beta_mathrm{eff}$$)をモンテカルロ法で評価する手法が提案されており、その計算精度を調べた。1つはMeulekampらによって提案された手法で、もう1つは名内らによって提案された手法である。どちらの手法も小林によって定義されたインポータンス関数で重み付けられた遅発中性子割合であることが明らかにされた。これらの手法の計算精度について、簡単な形状のベンチマーク問題について調べた。その結果、Meulekampの方法は通常の$$beta_mathrm{eff}$$値と比べ、高速炉体系に対して約5%の差を生じ、名内の方法は裸の高速炉体系についてはよい一致を示すが、反射体つき高速炉体系について約10%の差を生じることがわかった。どちらの手法とも、熱体系について約2%以内の精度で通常の$$beta_mathrm{eff}$$値と一致することがわかった。

口頭

Study on calculation methods for effective delayed neutron fraction

Irwanto, D.*; 千葉 豪; 長家 康展; 小原 徹*

no journal, , 

実効遅発中性子割合を連続エネルギーモンテカルロ法により計算する近似手法として、名内の方法とvan der Marckの方法が提案されている。それら近似手法に基づいた実効遅発中性子割合を決定論コードで計算し、その誤差を評価した。その結果、van der Marckの方法に基づく計算値は名内の方法に基づく計算値と比べて常に大きい値となること、いずれの手法でも無視している多世代効果が反射体付き炉心の実効遅発中性子割合計算値に大きく影響することがわかった。

口頭

OECD/NEA ROSA-2 Project,7; LSTF小破断LOCA実験における炉心出口温度計の応答に関する3次元蒸気流動の予備解析

Irwanto, D.; 佐藤 聡; 竹田 武司; 中村 秀夫

no journal, , 

3D steam flow of superheated steam within simulated fuel bundle of LSTF (Large Scale Test Facility), a PWR system simulator, has been investigated by CFD (Computational Fluid Dynamics) analysis with ANSYS FLUENT code to clarify influences of the steam flow on CET (Core Exit Temperature) response during core uncovery. A portion of LSTF core was modeled and simulation was carried out at a certain time during SBLOCA (Small Break Loss of Coolant Accident). The CET response in terms of 3D steam flow is discussed through such measured and/or calculated parameters as temperature, velocity and flow behavior in the core. From the calculation, temperature varies between 521 to 714K with average temperature was around 0.2 m/s. It is clear that inner structures of the core such as end box and UCP indeed affect the CET due to heat transfer from hot steam to these cool structures. In addition, 3D flow mixing also may contribute to the final CET values.

口頭

シビアアクシデント時の格納容器内密度成層に関する研究

安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 佐藤 聡; 竹田 武司; Irwanto, D.; 与能本 泰介

no journal, , 

格納容器内密度成層挙動の解析精度向上を目的として、熱水力研究グループの平成25年度の取り組みについてまとめた。平成26年度実験を予定している小型容器内でのプルーム衝突による安定成層の崩壊に関する実験の予備解析として、乱流場まで詳細に解析できるLES解析と平均場を予測する手法で既往研究でよく用いられているRANS解析を比較し、容器内成層挙動の詳細把握とRANS解析上の問題点を抽出した。さらに、スイスPSI研究所所有の模擬格納容器PANDAを用いた国際ベンチマークテストに関する解析概要についてもまとめた。

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