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報告書

もんじゅ蒸発器内部熱流動解析用MSGコードの改良; 水・蒸気側逆流解析機能の追加およびポスト処理機能の強化

戸田 信一; 吉川 信治; 渡辺 収*; 岸田 雅子*; 桶谷 和浩*

JNC TN4400 2003-005, 106 Pages, 2003/05

JNC-TN4400-2003-005.pdf:3.82MB

もんじゅ蒸発器内部熱流動解析用MSGコードMSGに対して、水・蒸気側モデルの逆流解析機能、および、ポスト処理にアニメーション機能をそれぞれ追加改良・整備した。具体的には、ヘリカルコイル型伝熱管内の水・蒸気側モデルにおける各分割ノードに圧力点を持たせることにより、局所的な逆流についても解析可能なように改良した。また、圧力計算点の増加に伴い実用的な計算時間で処理可能なようにマトリクスソルバーについても合わせて改良した。これは、圧力、エンタルピーを同時に解く必要があるが、ブロック・ヤコビ法を適用することにより、マトリクスに優対角性をもたせ緩和法を用いて効率よく処理することを可能としたものである。試計算として、定常取得計算を手動トリップ時のSGブローダウン解析を行い、改良したMSGコードの計算機能を確認するとともに、解析結果をまとめた。 また、ポスト処理としてSG胴側ナトリウム温度分布の時系列変化をアニメーション化する機能を追加した。これは、特に過渡変化時における全体的な熱流動挙動の把握に効果的であり、今後の解析処理能力・効率の向上に役立てることができる。

報告書

CHAMPAGNEによるナトリウム-水分反応温度の実験解析

吉岡 直樹*; 岸田 雅子*; 山田 由美*

JNC TJ9440 2000-013, 80 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-013.pdf:4.93MB

本解析作業においては、新SWAT-1(SWAT-1R)での注水試験に対し、試験では計測が困難なナトリウム系内ボイド分布及び流速分布等を把握するため、SWAT-1R試験体系におけるCHAMPAGNEによる反応温度解析を実施すると共に、水ブロー解析における2相流モデル等の高度化を図るため、実機SG向けRELAP5/Mod2高度化検討を行った。これら作業の主要な結果は以下の通りである。(1)新SWAT-1試験体系におけるCHAMPAGNEによる反応温度解析i)水リーク率を600g/sとした場合の注水試験に対し、圧力損失係数、相間摩擦係数及び反応速度定数をパラメータとした解析を実施することにより、各解析パラメータが反応領域の拡がりに与える影響及びそのメカニズムを把握できた。ii)最適パラメータによる実験解析によりナトリウム系内ボイド分布及び流速分布等を予測した。これらは今後の実験計画の立案、結果の評価に役立つものと期待される。(2)実機SG向けRELAP5/Mod2高度化検討i)軽水炉のLOCA解析等で使用されているRELAP5/Mod2コードは、2流体2相流モデルを採用する等、熱流動モデルが精緻化されている。このコードを実機SGの水ブロー解析に適用するために必要なモデル改良項目を明らかにした。ii)これらの内、胴(ナトリウム)側モデルの設計とRELAP5/Mod2コードヘの組み込み作業を実施すると共に、改良コードによる試解析を行うことにより、追加モデルの基本機能を確認した。

報告書

ナトリウム-水反応温度の分析及び解析

吉岡 直樹*; 岸田 雅子*; 長田 博夫*

JNC TJ9440 99-006, 340 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-99-006.pdf:16.37MB

高速炉蒸気発生器(SG)の設計基準リーク(DBL)の妥当性を確認するためには、実機SG条件でのナトリウム-水反応現象をより現実的に評価する必要がある。本作業においては、実機SGで想定されるナトリウム-水反応域の温度条件の検討を行うことを目的に、SWAT-3試験のナトリウム-水反応温度データの分析、及び、ナトリウムと水の化学反応を考慮した多成分-混相流モデルに基づく計算コード(CHAMPAGNE)の検証を実施した。主な結果は以下の通りである。(1)温度データの分析反応域の等温分布図を作成した。また、この結果に基づき反応域温度分布データの分析を行った。その結果、注水率/方向、水蒸気状態等各種パラメータが温度分布に及ぼす影響を概略把握できた。なお、作成した反応域温度分布データは貴重であり、今後も試験計画立案、モデルのチェック等に広く活用されることが期待される。(2)解析コードの検証水平方向リークを模擬したRUN1-13を試験解析することにより下記が判った。・水平方向リークに対しても、上方リークと同程度の精度で、温度の絶対値を評価できる。・リーク規模に応じて解析体系の奥行きを調整することにより高温領域の広さを模擬することが出来る。・高温領域の水平方向への拡がりの解析結果は、試験結果に比べて半分程度であった。注水状態の条件化が妥当でない可能性もあるが、基本的には2次元モデルであることに起因する。今後次元の影響がより小さくできる円筒座標等の適用を考える必要がある。また、水蒸気ジェットへのナトリウムの混入モデルについて検討が必要である。(3)反応域温度条件の検討主に試験データの分析結果を基に実機での反応域温度条件について検討した。この結果は以下のとおりである。・反応温度は、定格出力運転時、蒸気出口(管束上部)で最も高くなることが考えられる。蒸発器ではRUN19の蒸気及びナトリウム温度条件に近いことから約1170$$^{circ}C$$程度と予想される。・10%給水運転時の管内水はサブクール状態であり、RUN17の条件と近いことから約1100$$^{circ}C$$以下となることが予想される。・ただし、カバーガス圧の影響及び試験では模擬できなかったナトリウム流動の影響については現状断定はできないため、今後も試験による確認或いは理論・解析面からの検討が必要である。

報告書

ATR固有安全炉のプラント概念の構築のとりまとめ

岸田 雅子*; 内田 正治*; 吉岡 直樹*

PNC TJ3678 98-001, 206 Pages, 1998/03

PNC-TJ3678-98-001.pdf:5.53MB

平成4年度からこれまで、システムの簡素化と受動的安全性を重視した先進的なATRプラント概念の構築を目指し、従来のATRをベースに「ATRの特徴を活かす炉心冷却アイデア」を取り入れた要素技術の検討が実施されてきた。本研究ではこれまでの要素技術検討をまとめ、プラント構想、事故シナリオ、主要システム概念、格納容器(配置を含む)について検討し、安全性を向上した、合理的な中小型ATRパッシブ安全炉PS-ATR(以下PS-ATRと称する)のプラント概念を構築した。1要素技術の検討1)1000MWt自然循環型ATR原子炉・冷却系のシステム概念を構築した。2)受動的余熱除去機能を有する重水冷却系のシステム概念を構築した。2プラントシステム概念の構築1)原子炉本体は、上部よりの燃料交換方式として、格納容器の下部に設置したパッシブな安全系により原子炉本体が水づけにできるように、事故後の炉心冷却を確保できるようにした。2)原子炉冷却系は、自然循環型再循環方式とした。ただし、PS-ATRでは2ループとする利点が少ないため、システムが簡素化できる1ループ構成として、環状の蒸気ドラム、下部ヘッダを採用してスペースの有効利用をはかる方式とした。3)安全系の構成は、崩壊熱の除去、炉心への注水がパッシブなシステムで可能なようにして、電源喪失、小漏洩、大漏洩等の事故時のシナリオを検討して容量の設定、システムの成立性を確認した。以下にその構成を示す。ギャップ注水系+静的重水冷却系(崩壊熱除去機能)自動減圧系(減圧機能)蓄圧タンク注水系(注水機能)重力注水系(注水機能)原子炉格納容器冷却系(C/V圧力減圧、崩壊熱除去機能)4)以上の概念の格納容器内配置を検討して配置概念図を作成した。

報告書

蒸気発生器水ブロー系の最適運用に係わる計算(2)

吉岡 直樹*; 長田 博夫*; 岸田 雅子*

PNC TJ9678 98-002, 160 Pages, 1997/12

PNC-TJ9678-98-002.pdf:3.92MB

蒸気発生器(SG)の安全性評価上重要な課題と考えられている伝熱管の過熱型破損事象に関する研究が進められている。この事象では伝熱管内の除熱効果が評価結果に大きな影響を及ぼすことから、通常運転時及び水ブロー中を含めて水蒸気系の挙動を詳細評価して、除熱条件を定めることが重要である。本作業では"その1"作業に引き続き過熱型破損事象の評価に必要な除熱条件を定めることを目的に、主に水蒸気系の設備仕様や運転条件をパラメータにしたBLOOPHコードによる水ブロー解析、及び、反応熱を考慮した水側状態量の補正を行った。また、BLOOPHコードによる解析の妥当性を確認するため、汎用熱流動解析コードRELAP5/Mod.2による水ブロー解析を行った。これら作業により以下の結果が得られた。(1)放出弁容量等を変更した場合のブロー特性の変化を把握できた。(2)過熱型破損事象の評価に必要な除熱条件を定めることが出来た。(3)Na-水反応による加熱伝熱管を考慮したRELAP5による解析結果との比較から、この加熱を考慮しない伝熱管モデルのBLOOPHによる解析は、ブロー時のSG全体の熱流動挙動把握のためには妥当であるが、加熱部でのブロー開始後初期の流量を若干大きめに評価することが判った。(4)放出弁条件を変えても、RELAP5とBLOOPHの解析結果は圧力及び流動挙動に関して、概ね一致することが確認できた。特に、伝熱管内水/蒸気極低流量域が同様に発生することがわかった。(5)今後、実機で予定されているブロー試験の結果により、これら解析結果の妥当性を最終的に確認すると共に、必要なモデル改良による解析精度の向上が必要である。

報告書

蒸気発生器水ブロー系の最適運用に係わる計算

吉岡 直樹*; 長田 博夫*; 岸田 雅子*

PNC TJ9678 98-001, 294 Pages, 1997/09

PNC-TJ9678-98-001.pdf:7.4MB

蒸気発生器(SG)の安全性評価上重要な課題と考えられている伝熱管の過熱型破損事象に関する研究が進められている。この事象では伝熱管内の除熱効果が評価結果に大きな影響を及ぼすことから、通常運転時及び水ブロー中を含めて水蒸気系の挙動を詳細評価して、除熱条件を定めることが重要である。本作業では過熱型破損事象の評価に必要な除熱条件を定めることを目的に、主に水蒸気系の設備仕様や運転条件をパラメータにしたBLOOPHコードによる水ブロー解析、及び、反応熱を考慮した水側状態量の補正を行った。また、BLOOPHコードによる解析の妥当性を確認するため、汎用熱流動解析コードRELAP5/Mod.2)による水ブロー解析を行った。これら作業により以下の結果が得られた。(1)放出弁容量等を変更した場合のブロー特性の変化を把握できた。また、ブロー途中に伝熱管内で発生する可能性のある極低流量の継続時間を短縮する方法を見い出した。(2)放出系容量の最適設計手法を案出した。(3)過熱型破損事象の評価に必要な除熱条件を定めることが出来た。(4)同じ解析課題に対するBLOOPHとRELAP5/Mod.2の解析結果は、圧力及び流動挙動に関し、概ね一致した。このことによりBLOOPHコードによる解析の妥当性が確認された。(5)BLOOPHコードの解析精度の確認、向上のために必要な開発課題が明かとなった。

報告書

ナトリウム-水反応生成物移行評価モデルのコーディング

吉岡 直樹*; 岸田 雅子*; 吉原 宏*; 長田 博夫*

PNC TJ9678 96-005, 86 Pages, 1996/03

PNC-TJ9678-96-005.pdf:2.11MB

FBR実用炉の合理化の有望な方策の1つとして、2次ナトリウム系削除型のプラント概念が考えられている。この型のプラントでは、蒸気発生器が直接1次系に設置されることから、原子炉の安全評価上、蒸気発生器伝熱管破損により発生する反応生成物の炉心部への影響評価が特に重要な課題となっている。本作業では、このような場合における反応生成物の移行挙動を評価できるよう、これまで事業団殿で開発してきた大リーク・ナトリウム-水反応熱流動解析コードSWAC-13Eの改造を行った。本改造は、ナトリウム-水反応生成物の溶解・析出・沈積等の現象を含む移行に関する評価モデルの追加であり、これらの新規の反応生成物移行解析部分(REACT)と従来の熱・流動解析部分(SWAC-13E)はできる限り独立するよう配慮した設計とした。典型的な2次ナトリウム系削除型のプラント概念におけるナトリウム┼水反応時の反応生成物移行挙動評価解析に本コードを適用した結果,解析結果は定性的に矛盾のないものであり,改造したSWAC-13Eは妥当なレベルで挙動を解析できることが判った。

報告書

自然循環重水系を持つATR中小型炉特性解析

岸田 雅子*; 吉岡 直樹*; 内田 正治*

PNC TJ9214 94-002, 70 Pages, 1994/03

PNC-TJ9214-94-002.pdf:1.29MB

昨年度、完全自然循環による重水冷却系1次系、及び2次系について検討し、「重水冷却系1次/2次側系統概念」を作成した。今年度は、重水冷却系は通常運転時はポンプによる強制循環、トータルブラックアウト(B/O) 時等の事故時は自然循環するとした冷却方式について、自然循環による除熱の成立性を検討した。なお、本研究にはATRECS-II/mod3-FIX5(以下ATRECSとする)を使用した。下記に、本研究の実施内容の要旨を記す。(1) 解析モデルの設定 自然循環時の冷却モデルとして空気冷却方式及び壁面冷却方式の2種類の系統概念を検討し、空気冷却方式とした場合の解析モデルの作成とATRECSコードの適用方法を検討した。(2) ATRECSコードの改修と入力データの作成(1) に基づいてATRECSコードの改修と入力データを作成した。(3) 定常/過渡解析 定格運転時の定常状態を取り、ステーショントーサルブラックアウトを想定した重水系の除熱特性を解析し、自然循環による除熱の成立性を検討した。(4) 総合解析用データの作成 再循環系及び重水冷却系の総合解析用の入力データを作成した。本報告書は、上記研究の成果報告をまとめたものである。

報告書

ATR中小型炉の自然循環重水系の検討

岸田 雅子*; 吉岡 直樹*; 内田 正治*

PNC TJ9214 93-001, 51 Pages, 1993/03

PNC-TJ9214-93-001.pdf:1.17MB

ATRの重水冷却系は、1次系より発生した熱を2次側と交換し、重水温度を下げてカランドリアタンク内へ循環される。先行炉の設計では、この重水の循環は、ポンプによる強制循環であったが、本研究では自然循環による冷却の可能性を検討した。下記に、本研究の実施内容の要旨を示す。 1)重水冷却系圧力低減方策の検討 ATRECSコードによる解析に先立ち、発生する自然循環流量を概略把握し、重水冷却系圧力損失低減方策を検討した。 2)解析モデルの設定とATRECSコード用入力データの作成 圧力損失低減方策に基づき、重水冷却系の設備・構造概念を定めると共に解析モデルを設定し、解析用入力データを作成した。 3)ATR重水系自然循環解析 カランドリアタンクからの重水出口温度および重水冷却器高さをパラメータとした定常解析を行い、重水流動に対する影響をサーベイした。 4)重水冷却器2次側の検討 事故時の重水冷却器2次側のヒートシンクについて、自然放熱等を利用した方策を検討した。本報告書は、上記研究の成果報告をまとめたものである。

報告書

小リーク・ナトリウム-水反応「セーフティ・マップ」解析コード; SWAC-10-MJ/2使用マニュアル

渡辺 収*; 岸田 雅子*; 白滝 康次*; 平沢 義也*

PNC TJ906 79-02, 109 Pages, 1979/12

PNC-TJ906-79-02.pdf:2.29MB

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において,伝熱管小リーク発生時の,リーク検出計一水素濃度計一の検出性能評価は,いわゆる「セーフティ・マップ」でおこなわれる。本報告書は原型炉用「セーフティ・マップ」作成コードSWAC-10-MJ/2の取扱いマニュアルとして作成されたものである。以下,本コードの特徴を記す。1)計算対象は高速原型炉「もんじゅ」とする。2)ウェステージ式はリーク点と隣接伝熱管間距離を考慮したPNC実験式を用いている。3)初期水リーク率とリーク孔拡大比の関係は外部入力で与える。4)水素濃度計算時にはリーク孔拡大効果が考慮される。5)Na中(プレナム部)水素濃度のミキシング効果が考慮できる。6)Naスタグナント部(ダウンカマー部)リークに対するカバーガス中検出特性を評価できる。7)Na部とカバーガス部との間の水素移行効果が考慮できる。8)検出器の応答計算において,Ni膜中の水素拡散応答特性が考慮できる。9)計算可能なリーク率計算点数は,50点であり約20,000秒までの計算が可能である。(時間きざみ巾4sec$$times$$最大計算ステップ数5,000)尚,本コードに必要なリージョンサイズは,約470KBであり,計算時間(CPUTime)は,IBM370/168で,約0.83msec/リーク率/ステップである。

報告書

大リーク・ナトリウム-水反応コードの総合化; SWACSコードの"もんじゅ"体系への適用

長沼 辰二郎*; 岸田 雅子*; 渡辺 収*

PNC TJ206 77-27VOL2, 135 Pages, 1977/03

PNC-TJ206-77-27VOL2.pdf:7.37MB

大リーク・ナトリウム-水反応総合化コード「SWACS」を用いて、もんじゅ実機SG(調整設計-III)を対象とする以下のサンプル計算を実施した。(a) 蒸発器における管束部(コイル部)伝熱管上・中・下部各々において、1本及び4本のギロチン破断時のSG内初期スパイク圧計算。(b) 蒸発器下部、過熱器下部におけるコイル部伝熱管1本及び4本破断の時の初期スパイク圧,2次冷却系内圧力波伝播計算、及び準定常圧計算。これらの計算により、事故SG及び2次冷却系内各部における初期スパイク圧及び、各SGにおける準定常圧力が把握された。

報告書

大リーク・ナトリウム-水反応コードの総合化; SWACS総合化コードの説明

長沼 辰二郎*; 岸田 雅子*; 渡辺 収*

PNC TJ206 77-27VOL1, 84 Pages, 1977/03

PNC-TJ206-77-27VOL1.pdf:3.01MB

大リーク・ナトリウム一水反応現象の解析コードとしては、現在までに、初期スパイク圧解析コード,圧力波伝播解析コード,水噴出率計算コード,準定常圧計算コードが開発されて来た。本研究においては、これらのコードを総合化し、大リーク・ナトリウム一水反応時の一連の現象を解析するシステムコード▽SWACS▽を作成した。総合化コード▽SWACS▽に用いた解析コードは、I) 初期スパイク圧解析コード ▽SWAC7 ▽II) 圧力波伝播解析コード ▽SWAC5K▽III) 水噴出率解析コード ▽SWAC11▽VI) 準定常圧解析コード ▽SWAC13▽であり、総合化にあたっては、上記した計算コードをモジュール化し、各々のモジュールが扱う現象の相互開係を考慮して、結合あるいは、メインプログラムによりコントロールすることによって、大リーク・ナトリウム-水反応時の一連の現象を扱うことが出来るようにした。

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