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報告書

「もんじゅ」におけるドップラー係数の不確かさの評価

千葉 豪*; 羽様 平; 金城 秀人*; 西 裕士; 鈴木 隆之

JAEA-Research 2011-034, 42 Pages, 2011/12

JAEA-Research-2011-034.pdf:1.88MB

「もんじゅ」炉心体系を対象として、ドップラー係数の不確かさを最新の知見を取り込んで定量的に評価した。(1)核データ,計算手法に起因する不確かさ、(2)核分裂生成物の核データに起因する不確かさ、(3)制御棒位置に起因する不確かさ、(4)温度依存性を近似的に取り扱う不確かさ、(5)燃料平均温度に起因する不確かさ、(6)温度の空間分布の取り扱いに由来する不確かさ、などを評価し、ドップラー係数の不確かさ(2$$sigma$$相当)として11.7%を得た。

論文

Feasibility study on an upgraded future Monju core concept with extended operation cycle length of one year and increased fuel burnup

金城 秀人*; 影山 武*; 北野 彰洋; 宇佐美 晋

Nuclear Technology, 167(2), p.254 - 267, 2009/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.33(Nuclear Science & Technology)

将来の「もんじゅ」炉心の性能向上に関する研究を行った。本研究の目的は、実用化FBR炉心が目標とする「1年連続運転サイクル・150GWd/t取出燃焼度」の炉心性能を「もんじゅ」で実証するための炉心概念・方策を検討し、技術的成立性を示すことである。通常、運転サイクル期間を延長すると燃焼欠損反応度が増大し、反応度収支上の炉停止余裕が減少する。このため、(1)太径・高密度・長尺ペレット燃料を導入して内部転換比向上,燃焼反応度増大を抑制し、(2)制御棒吸収体のB-10濃縮度や吸収体長さも変更して制御棒価値を増加させ、反応度収支を改善した。この炉心概念の主要炉心核熱特性を評価した結果、炉心出力分布や反応度制御特性,ドップラ・ボイド反応度等安全特性へ有意な影響を与えずに、2500リットル程度の「もんじゅ」中型炉心体系においても1年連続運転が可能であることが示された。以上により「もんじゅ」高度化炉心概念の成立性を確認した。

報告書

高速増殖原型もんじゅ炉心特性の詳細評価

貝瀬 興一郎*; 金城 秀人*; 矢野 真理*; 伊藤 邦博*; 宝珠山 健*

PNC-TJ1214 92-007, 105 Pages, 1992/07

PNC-TJ1214-92-007.pdf:2.82MB

FBRの開発推進の為に、高速増殖原型炉もんじゅ(以下、もんじゅとします)の更なる活用と言う観点から、炉心の高性能化を目指す必要がある。このため、「線出力の向上」、「燃焼度の向上」、「照射試験能力の向上」を目標とした炉心特性の詳細評価を行った。1)燃料仕様の検討 出力の低い照射用特殊燃料集合体装荷に伴う炉出力低下を補う為の集合体出力増加(約7.5%)を被覆管許容最高温度の上昇で吸収する考え方を基準として、燃料仕様を検討した。2)炉心核特性の解析・評価(1)1)で設定した燃料仕様に基づき炉出力を維持しつつ、照射用特殊燃料集合体を20体装荷出来る様に炉心高さを1mと高くした炉心仕様のもとで、照射用特殊燃料集合体の本数をパラメータに炉心のサーベイを行い、目標性能(最大線出力480W/cm以下、炉心部取出平均燃焼度10万MWd/t)を達成する炉心を構成した。これをもとに、炉中心に計測線付き集合体(INTA)を1体、照射用特殊燃料集合体を9体を装荷する炉心を選定し一連の炉心特性解析を実施した。(2)制御棒(調整棒、後備炉停止棒)のB/SUP10重量をMK1標準炉心と同一とした場合の選定炉心の制御棒反応度価値解析を高燃焼度平衡炉心初期を対象に行った結果、次のことが明らかになった。(3)高燃焼度平衡炉心末期を対象に、選定炉心の反応度係数(ドップラー係数、密度係数、温度係数、出力係数等)を解析した結果、定格出力時の温度係数及び出力係数は負に保たれており原子炉に固有の安全性を与えていることが確認できた。3)炉心熱特性の解析・評価 高度化炉心の燃料仕様及び炉心出力・燃焼特性評価結果に基づき、炉心熱特性を評価し熱設計上の成立性を検討した。主な結果は以下のとおりである。4)研究開発計画の立案 今回選定した高度化炉心を達成するために必要な研究開発計画を立案し、今後の研究開発計画を明確化した。

報告書

新燃料装荷時のプラント特性に係わる評価検討

伊藤 邦博*; 金城 秀人*; 青井 貞則*; 河原 憲一*; 清野 俊*

PNC-TJ2214 90-001, 118 Pages, 1990/08

PNC-TJ2214-90-001.pdf:3.5MB

本評価・検討は、新燃料を装荷したもんじゅプラントの起動時に、燃料の溶融を防止するに必要な条件を明確化することを目的に、燃料・炉心安全・制御設備等のプラント特性を検討したものである。まず既存の出力上昇計画及び設備設計の現状をまとめた。次いでこの出力上昇計画について、炉心(熱)設計、安全評価の観点から設置許可申請書との整合性を得る為の条件を検討した。添10評価におけるギャップコンダクタンスの取扱いとの関連性を含めた。又、原子炉初回起動時の中性子束レベルの較正等のプラント運用について検討を行い、その内容がもんじゅの各申請書と整合が計られていることを確認した。出力上昇時の反応度印加故障要因について分析を行い、その対策について検討・評価を行った。出力上昇過程で過渡事象が生じた場合に現行の安全保護系で保護される出力到達限界を明確にした。標準上昇速度24%/hrに近い出力増加事象が発生すると部分負荷状態でも定格出力の114%(熱出力誤差を除く)にまで出力が至る場合のあることが判明した。上記の検討結果を受けて、燃料の温度評価により新燃料の起動時の溶融を防止する条件を検討した。新燃料燃焼初期における燃料の制限温度について、実験データ、文献値等に基づく評価・検討を行い、制限値を設定した。また、線出力、被覆管温度、Pu富化度等の燃料温度評価を実施する上での条件について検討し、出力上昇曲線をパラメータとした燃料温度評価を行った。出力上昇パターンと燃料温度の相関に基づき、2日程度の上昇時間内を目安に、燃料溶融を防止する為の実用的な出力上昇案及びその他の要求条件をまとめた。この要求条件について、設備対応、許認可性の検討を行った。本検討・評価の結果、現行の安全保護系のみでは燃料温度を制限値以下に抑制することが困難である領域のあることが判明し、これを防止するために必要なインタロック設備の概念を提示した。今後、設備概念を固め、許認可性を高める作業が実施されることが望まれる。

報告書

高線出力試験用集合対の試験用要素破損事故解析

森井 正*; 金城 秀人*

PNC-TJ9214 89-008, 74 Pages, 1989/11

PNC-TJ9214-89-008.pdf:1.48MB

高線出力試験に係わる設置変更許可申請に必要な試験用要素破損事故の解析評価を実施した。具体的には,何らかの原因により,高線出力試験用要素の被覆管が破損し,その後被覆管内の溶融した試料が冷却材中に放出して局部的に冷却材流路を閉塞する事故を想定し以下の解析を実施した。1) コンパートメントの局所閉塞事象の計算として以下の解析を実施a) コンパートメントの外側り冷却材流量の設定b) 各閉塞率におけるコンパートメントの温度評価c) 各閉塞位置におけるコンパートメントの温度評価2) コンパートメントと溶融試料との接融の計算以上の評価の結果,試験用要素内の試料全量がコンパートメント内で閉塞したと想定しても,コンパートメント外側を約2200kg/(m2,S)の流量でNaを流してやれば,コンパートメントの健全性は確保されることが分かった。さらに,溶融試料が直接コンパートメントに接触したと想定しても,コンパートメントは溶液融貫通することは無いことが分かった。

報告書

燃料性能実証試験用集合体の設計

小山 和也*; 森井 正*; 清野 俊*; 館野 徹*; 黒木 修二*; 坂田 薫*; 金城 秀人*

PNC-TJ9214 88-003, 394 Pages, 1988/06

PNC-TJ9214-88-003.pdf:7.31MB

高速実験炉「常陽」による高速炉用燃料の高線出力試験、高燃焼度試験を実施するに当たり、実験の許認可を得るための検討を実施した。本研究では、高線出力試験、高燃焼度試験の各集合体の設計を実施し、試験時に予想される事象、すなわち試料の溶融(高線出力試験)、試験用要素の被覆管の開孔(高燃焼度試験)に対する安全評価を行った。さらに、許認可を得るために、事故時の試験用集合体の安全評価を実施した。高線出力試験においては、試験用要素の熱膨張を考慮して集合体設計を行い、仮想的に試験用要素が破損した場合を想定し、放出試料による流路閉塞の防止、放出試料の集合体内保持のための構造検討を実施した。通常試験時の試料溶融に対して、スランピング反応度及びペレット-被覆管機械的相互作用の検討を行い問題の無いこと(すなわち、被覆管歪み量が最大で約2.6%で、材料の破断歪の実験値下限7%以下を下回っている)を確認した。高線出力試験は、その試験期間が短いことを考慮して発生頻度の大きい「異常な過渡変化」を重ね合わせて、事故解析を実施し、試験用要素の健全性を確認した。さらに、万が一の試験用要素の破損を仮想的に想定して、事故事象シーケンスを解析評価し、この場合でも、環境への放出放射能量は十分小さいことを確認した。高燃焼度試験においては、通常試験時の試験用要素開孔に伴う、冷却材流路へのFPガスの急激な放出を避ける構造工夫、及び冷却材流路へ放出されたFPガスにより隣接予備試験用要素が、破損しないような構造工夫について、その構造案を提示した。同時に、試験用要素開孔の解析評価を行い、FPガスによる予備試験要素のブランケッティングが生じても、隣接予備試験用要素の健全性は損なわれない事を確認した。さらに、この場合、環境への放出放射能量は平常時のそれに比べて十分小さいこと、又、Cs**137による従事者への被爆線量率は、試験用要素1本のCs全量を考慮して、配管表面で約1,6mrem/hrで、定検時の作業量を考慮しても影響は極わずかであることを確認した。高燃焼度試験は、試験期間が比較的長いため、「異常な過渡変化」及び「事故」を重ね合わせるが、今年度は代表的なケースについて事故解析を実施し、FPガスによる予備試験用要素のブランケッティングが生じても、隣接予備試験用

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