検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 7 件中 1件目~7件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Verification of the plant dynamics analytical code CERES using the results of the plant trip test of the prototype fast breeder reactor MONJU

西 義久*; 植田 伸幸*; 木下 泉*; 宮川 明; 加藤 満也*

Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 10 Pages, 2006/07

CERESは、電中研で開発されたプラント動特性解析コードである。CERESは、1次元ネットワークコードとしての機能に加え、プレナムの多次元流動を解くことができる。1995年12月に実施された高速増殖原型炉「もんじゅ」のトリップ試験を用いて、CERESの検証を実施した。本研究はJAEAと電中研の共同研究として実施した。(1)1次,2次及び補助冷却系にわたる解析(R/V内プレナムはR-Z2次元でモデル化),(2)R/V内プレナムの熱流動挙動に着目した解析(R/V内プレナムは3次元でモデル化),(3)IHX内プレナムの熱流動挙動に着目した解析(IHX内プレナムは3次元でモデル化)。解析の結果、CERESの結果は試験結果との良い一致を示し、CERESの基本的能力を確認することができた。また、「もんじゅ」のプレナム内の特徴的な流動特性を明らかにすることができた。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」過渡試験を対象としたプラント動特性解析コードCERESの検証-定常運転ならびに原子炉トリップ運転に対する検証-

西 義久*; 植田 伸幸*; 木下 泉*; 宮川 明; 加藤 満也*

JNC TY2400 2005-001, 66 Pages, 2005/06

JNC-TY2400-2005-001.pdf:7.59MB

高速増殖炉(FBR)において、原子炉容器(R/V)内冷却材の多次元熱流動は、プラント過渡時の温度変化に影響を与える。電力中央研究所は、FBRの機器や構造の健全性評価に影響するプラント過渡時温度変化を精度よく評価するために、従来から用いられている1次元システム動特性コードに多次元熱流動解析機能を付け加えたFBR用プラント動特性解析コードCERESを開発している。CERESコードが、プラント動特性解析コードとして実プラントの評価に使えることを示すために、平成7年12月に実施された高速増殖原型炉「もんじゅ」の40%出力からの原子炉トリップ試験を対象に、CERESコードの検証解析を実施した。また、本作業は核燃料サイクル開発機構所有のSuper-COPDの解析結果と比較しながら実施した。主な成果は以下である。R/V内プレナムを2次元でモデル化し、冷却系全体を対象に解析を行った結果、1次・2次冷却システム出入口温度および補助冷却システム出入口温度の測定値と良い一致が確認できた。R/V内流動に着目した3次元解析を行った結果、プレナム内鉛直方向温度分布の測定値とのよい一致が確認できた。また、過渡における温度変化挙動についても、試験結果と良く一致した。中間熱交換器(IHX)1次プレナムに関して3次元解析を行った結果、熱流動上の特徴を明らかにすることができた。これらにより、CERESコードのFBRプラント動特性解析コードとしての基本的な能力を確認することができた。

口頭

「もんじゅ」プラント動特性解析コードの開発,2; Super-COPDの初期ヒートバランス設定機能の整備

加藤 満也*; 高野 雅仁*; 森薗 孝次

no journal, , 

「もんじゅ」プラント動特性解析コードSuper-COPDについて、自動的にプラントヒートバランスの初期設定を行う機能を整備し、40%出力試運転結果に基づいて評価した50%出力以上のプラントヒートバランスを設定した。

口頭

「もんじゅ」プラント動特性解析コードの開発,3; 40%出力試運転結果によるSuper-COPDコードの検証

森 健郎; 荒木 浩介*; 加藤 満也*; 高野 雅仁*

no journal, , 

「もんじゅ」プラント動特性解析コードSuper-COPDについて、改良解析モデルと実機特性データを主冷却系全体に組込み、出力40%時のプラントトリップ及びプラント制御系制御特性の試験結果から、解析の妥当性を検証した。

口頭

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験(零出力炉物理試験),8; フィードバック反応度評価

宮川 高行; 北野 彰洋; 村中 誠; 加藤 満也*; 大川内 靖

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、制御棒引抜により炉心に正の反応度を印加した後、操作を行わずに原子炉が安定な状態に静定する自己安定性を有していることを確認した。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅ炉心確認試験,8; フィードバック反応度評価

宮川 高行; 北野 彰洋; 村中 誠; 加藤 満也*; 大川内 靖

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験において、制御棒引抜により炉心に正の反応度を印加した後、操作を行わずに原子炉が安定な状態に静定する自己安定性を有していることを確認した。

口頭

新規制に対応した高速炉のSA対策,7; 1次主冷却系配管大口径破損に関する評価

山田 文昭; 橋本 昭彦*; 加藤 満也*; 有川 晃弘*

no journal, , 

「もんじゅ」安全評価では、発生頻度は無視し得る程極めて低いが、設計基準事故の1次冷却材漏えいの安全余裕を確認するために敢えて大口径破損評価が行われた。その後の試験データ等の蓄積を踏まえて最新評価した結果、従来評価の重大な炉心損傷に至らないことを再確認した。

7 件中 1件目~7件目を表示
  • 1