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白井 浩; 清水 勝宏; 林 伸彦; 板倉 洋文*; 高瀬 計三*
JAERI-Data/Code 2000-040, 214 Pages, 2001/01
JAERI-Data-Code-2000-040.pdf:7.89MB
JT-60Uプラズマにおける測定データを磁気面量として分布データに処理し解析する方法をまとめた。MHD平衡計算・登録ソフトFBEQUにおいて得られたMHD平衡は、データベースとしてショットごとに保存される。JT-60Uのポロイダル断面上の異なる幾何学的配置で計測される多数のプラズマ実験データは、実験データ時間断面モニターソフトSLICEにより、MHD平衡磁気面上にマッピングされ、体積平均小半径
の関数に加工される。SLICEでマッピングされたデータは、フィッティングされた後、分布データベースファイルMAP-DBに保存される。さらに、SLICEはMHD平衡と自己無撞着なプラズマ電流解析コードACCOME、粒子軌道追跡モンテカルロ・コードOFMC、トカマクプラズマ予測解析コードシステムTOPICSの実行用データTOKRDを作成する。
長谷川 幸弘*; 濱松 清隆; 白井 浩; 松田 俊明; 渡辺 秀人*; 板倉 洋文*; 田畑 泰則*
JAERI-Tech 99-015, 27 Pages, 1999/02
磁気流体平衡高速処理システム(FAME-II:Fast Analyzer for Magnetohydrodynamic Equilibrium-II)で計算した平衡解析結果を、ネットワークで接続されたワークステーションで動画として表示するFAME動画表示システムを開発した。このシステムは放電シーケンスと同期して自動的に動画を提供する。これにより、JT-60Uのオペレータが次の放電の制御パラメータを決定する際に有用な情報を提供することができるようになった。本報告書ではFAME動画表示システムの概要について述べる。
竹田 武司; 橘 幸男; 國富 一彦; 板倉 洋文*
JAERI-Data/Code 96-032, 147 Pages, 1996/11
JAERI-Data-Code-96-032.pdf:4.58MB
将来の高温ガス炉(HTGR)の安全性を実証する一段階として、高温工学試験研究炉を用いた安全性実証試験を計画しており、試験の評価、将来HTGRの設計および安全解析を行う上で、プラント動特性解析コードが必要となる。また、オンサイト・シミュレータは、固有のプラントシステムの挙動のみしか解析できない。そのため、以下の特徴を有する新たなHTGR用プラント動特性解析コード'ACCORD'を開発した。(1)炉心の熱容量をモデル化することで、事象発生後数千秒を超えるプラントシステムの挙動が解析できる。(2)プラントシステムを構成する機器毎にパッケージ化し、パッケージの組み替えを行うことで、任意のプラントシステムのプラント動特性が解析できる。(3)機器の伝熱計算、ヘリウム系、加圧水系の流動計算を独立して行えるようにすることで、機器毎の伝熱流動特性について解析できる。ACCORDコードの核計算モデル、伝熱計算モデル、流動計算モデル、制御系モデル、安全保護系モデルを組み合わせた計算モデルの妥当性は、他のプラント動特性解析コードとのクロスチェックを行うことで確認した。
村田 勲*; 森 貴正; 中川 正幸; 板倉 洋文*
JAERI-Research 96-015, 44 Pages, 1996/03
JAERI-Research-96-015.pdf:1.32MB
多数の球状燃料体がランダムに配列する体系を確率的幾何形状モデルを用いることにより、連続エネルギーモンテカルロ法を用いて取り扱う手法を開発し、高温ガス炉臨界実験装置VHTRCの解析に適用した。本手法を、汎用モンテカルロコードMCNPコードに組み込みMCNP-CFPコードを作成した。本報は、MCNP-CFP概要、使用方法並びに解析結果について述べたものである。MCNP-CFPで用いた方法では、粒子の飛行方向に沿って球状燃料体の最近接粒子分布(NND)を用いて確率的に球状燃料体をサンプリングし、これを設置することにより幾何形状をそのつど決めて行く。本手法は、以下の2つの方法によりその妥当性を確認した。(1)サンプリング時にtrack length estimatorと直接評価法により被覆燃料粒子(CFP)のインベントリを計算し所定の充填率が得られることを示す。(2)CFPのサンプリングアルゴリズムの妥当性を確認するために、規則配列体系に対する臨界計算を行い、k
が従来の幾何形状表現法を用いた場合と一致することを示す。
國富 一彦; 中川 繁昭; 板倉 洋文*
JAERI-M 91-163, 88 Pages, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR:High Temperature Engineering Test Reactor)の安全解析では、1次冷却設備二重管の破断に起因する減圧事故時の原子炉プラントの挙動評価を実施した。本報は、減圧事故時の炉心、炉内構造物及び原子炉圧力容器温度の解析方法、解析モデル、解析条件及び解析結果を示したものである。減圧事故時の炉心部の温度挙動は、軽水炉に比べて非常に緩和であることが示された。また、燃料最高温度は、通常運転時の最高温度(1495
C)を越えないことが分かった。さらに、原子炉圧力容器の温度は、最高529Cまで上昇するが、構造物の健全性を保つ観点から決定した制限温度(550C)を超えないことが分かった。
沢 和弘; 田沢 勇次郎*; 板倉 洋文*
JAERI-M 91-128, 33 Pages, 1991/08
高温ガス炉の事故時における、炉心からの核分裂生成物(FP)の放出量を解析するために、計算コードRACPACを開発した。本コードは、以下のような特徴を有している。(1)原子炉停止後の被覆燃料粒子からのFP放出割合を、換元拡散係数を用いた解析解に基づき計算する。(2)核種毎の換元拡散係数は、通常運転時におけるFPの放出速度と生成速度の比(R/B)のデータから計算することができる。(3)事故後の炉心温度挙動に伴う放出割合の変化を計算することができる。本報告書は、RACPACで扱っている被覆燃料粒子からのFP放出モデル、換元拡散係数の計算方法、使用方法及び計算例を述べたものである。