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楠見 紘司*; 太田 宏一*; 大釜 和也; 山野 秀将; 二神 敏
no journal, ,
電中研で開発中の詳細炉心湾曲解析コードARKAS_celluleの検証のため、IAEAベンチマーク実験を対象に湾曲量と接触応力を解析した。実験結果との比較により、ARKAS_celluleは集合体(群)の湾曲量や接触応力を概ね再現できることが分かった。
太田 宏一*; 楠見 紘司*; 山野 秀将; 大釜 和也; 二神 敏; 島田 貞衣*; 山田 由美*
no journal, ,
金属燃料炉心損傷解析コードCANISを用いてTREAT炉による過出力試験の試解析を行い課題の抽出を行った。コードの改良により、試験後の被覆管減肉量や燃料溶融範囲および溶融燃料の膨張(エクストルージョン)による反応度低下の時刻歴の再現性が向上した。
太田 宏一*; 尾形 孝成*; 楠見 紘司*; 山野 秀将; 二神 敏; 島田 貞衣*; 山田 由美*
no journal, ,
金属燃料炉心損傷解析コードCANISの燃料破損までの解析モデルの詳細化を図った。燃料温度が固相線温度から液相線温度までのエンタルピー差に対する過熱度が50%相当に達した時点でピン内移動(エクストルージョン)が開始されるとし、また被覆管浸食における径方向位置による温度変化を考慮することにより、TREAT炉の過出力試験における反応度低下や試験後の被覆管浸食量が概ね再現された。
太田 宏一*; 尾形 孝成*; 楠見 紘司*; 大釜 和也; 山野 秀将; 二神 敏; 中川 直樹*; 川畠 竜*; 儀間 大充*; 松原 慎一郎*
no journal, ,
高速炉の炉心変形挙動を精度よく評価するため、集合体ダクトを多数のシェル要素でモデル化する詳細炉心湾曲解析コードを開発している。一方で、コード検証に要する試験データは限定的であるため、炉心体系に配置された模擬集合体群の温度勾配下での変形や相互作用データを取得する熱湾曲実験を実施している。
中川 直樹*; 川畠 竜*; 儀間 大充*; 松原 慎一郎*; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; 楠見 紘司*; 大釜 和也; 山野 秀将; 二神 敏
no journal, ,
詳細炉心湾曲解析コードの検証データ蓄積のため、模擬集合体群が熱変形により相互干渉する挙動を、単体から段階的に試験体数を増やして取得する計画である。本計画の初期段階として、単体の模擬集合体熱湾曲実験を実施した。本報告では、試験にて得られた知見を紹介する。