Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
森井 正*; 小川 由美*; 岡本 倫明*; 吉岡 直樹*
PNC TJ9216 98-003, 96 Pages, 1998/02
高速炉蒸気発生器(SG)の設計基準水リーク(DBL)の妥当性を確認するためには、実機SG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。本研究においては、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)を用いて、実機SGにおけるナトリウム-水反応域の加熱条件に及ぼす影響を解析により確認することを目的として下記作業を実施した。(1)SWAT-3 Run-19体系でのパラメータ解析による計算コードの適用性確認(2)実機SG体系での解析これら作業により以下の結果が得られた。a.ヘリカル型管群に対する適切なメッシュ分割モデル及びRun-19に対する適切な境界条件を設定できた。b.主要なモデル要素となる管群での圧力損失特性、気液各相への反応熱分配方法、及び、反応速度定数について、それらが反応温度分布解析結果に及ぼす影響を把握できた。c.現状での最適パラメータによるRun-19模擬解析では、高温領域の温度レベルは妥当と考えられるものの、温度分布に関しては低温(未反応水蒸気)領域が広めの結果が得られた。この改善のためには今後、伝熱管モデルのさらなる改良、2次元モデルから3次元モデルへの拡張が必要と考えられる。d.カバーガス圧をパラメータとした解析では、カバーガス圧が1.45
3.8kg/cm2乗Gに上昇すると反応温度は50
程度上昇する結果となった。e.実機SG(蒸発器)管束上部、ナトリウム流動下での水リークを想定した解析により、ナトリウム流動の影響により反応域が上下に振動し、一定位置で高温領域が定在することはないとの結果が得られた。これは高温ラプチャ評価上有利な結果であり、他の条件でも発生するものか確認する必要がある。
千歳 敬子*; 森井 正*
PNC TJ9214 90-004, 123 Pages, 1990/06
「常陽」高性能炉心への移行の準備として,制御棒2本を炉心第3列から第5列に移設し,照射スペースを拡大することが計画されており,まず第1段階として制御棒1本を移設する。この場合,スクラム反応度価値の小さい外側の領域に制御棒を移設するため,制御棒反応度価値から現在の炉心よりも小さくなる。本研究では,現行申請書の添付書類10記載の想定事象について, スクラム反応度価値が減少した場合に生じる炉心各部の最高温度の変化の検討を行った。解析は, スクラム反応度価値を現在の解析に使用している値 7.4%
K/Kから, 6.7%K/Kに減少させて行った。各事象をその特性から,TOP型,LOF型,LOHS型に分けて結果を考察すると,スクラム反応度価値の減少による影響が現れる事象は,TOP型であり,他の事象ではほとんどその影響は出なかった。また,TOP型事象で,最も各部最高温度の変化が大きい事象でも,その最高温度は健全性判断基準を満足していることが確認できた。
森井 正*; 池田 一三*
PNC TJ9214 90-002, 93 Pages, 1990/04
次年度初から予定している高速実験炉「常陽」の制御棒移設に係わる設置変更許可申請の為に必要な変更後の原子炉施設の安全性の確認解析を実施した。ここでは,2つの項目について評価を実施した。最初に,設置許可申請書添付資料十に記載されている「仮想事故」をVENUSコードにより解析を行った。その結果,制御棒1本を炉心3列から5列に移設することにより,仮想事故による有効破壊エネルギーは,移設前よりも約8%増加し,約78MJとなることが分かった。しかしながら,この値は現設置許可申請書記載値120MJを下回っており,制御棒移設後の炉心に対し,仮想事故の観点からは,申請書を変更する必要が無い事が分かった。次に,2本の制御棒の種々のスタックパターンにおける炉停止余裕を確認するとともに,申請書添十記載の想定事故の代表事象について,2本の制御棒がスタックした場合について,制御棒移設の影響を評価した。
森井 正*; 金城 秀人*
PNC TJ9214 89-008, 74 Pages, 1989/11
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。
大野 修司; 森井 正*; 増井 章裕*; 澤田 隆*
PNC TN9520 89-010, 280 Pages, 1989/05
ナトリウム燃焼解析コードの高精度化の一環として,燃焼ガスの多次元燃流動解析コードSOLFAS(SOdiumLeakFireandAerosolAnalysisCodeSystem)を開発している。昭和63年度には,コードの3次元への拡張と複雑解析体系への適応化を実施して,SOLFASVer.0.3を完成させた。 本報告書は,このSOLFASVer.0.3の使用説明書として,入力データのほかに,解折モデル・数値解析法,複雑な境界条件・形状データ等の作成作業の間素化のために開発したプリプロセッサー,について説明したものである。また,3次元SOLFASコードのチェックとして実施した3種類の例題計算の結果についても記述した。
森井 正*; 清野 俊*; 斉藤 好彦*; 千歳 敬子*
PNC TJ9214 89-002, 193 Pages, 1989/03
高速炉用燃料の高性能化、炉心設計の高度化を目的として、高速実験炉「常陽」による燃料性能実証試験の計画(試験用要素に封入されている試料の中心部を溶融させ、高速炉用燃料の高線出力密度化のためのデータを得る高線出力試験及び試験用要素の被覆管が開孔するまで照射し、高速炉用燃料の長寿命化のためのデータを得る高燃焼度試験)が動燃殿により進められている。本研究では時に高線出力試験の変更申請に必要な解析として以下の実験を実施した。(1)高線出力試験時の試験ピンの温度設計条件及び被覆管の歪みを算出した。(2)高線出力試験時の溶融試料挙動に関する安全上の問題に関して、先ず溶融試料がペレット外にはみ出して被覆管内面に接触しても、被覆管は健全であることを確認した。次に試料の熱膨張による被覆管歪は、溶融試料の軸方向移動を考慮すると30%溶融時においても約0.6%であり、被覆管の破断歪みである約3%以下であることを確認した。(3)高線出力試験時の「流量誤設定事故」に関して誤設定した流量をパラメータにして解析を行い、いくつかの判断基準を満足する条件を求めた。
館野 徹*; 多田 尚子*; 千歳 敬子*; 森井 正*; 清野 俊*
PNC TJ9214 89-001, 159 Pages, 1989/03
高速炉燃料の高性能化、炉心設計の高度化を目的として、高速実験炉「常陽」による燃料性能実証試験の計画(試験用要素に封入されている試料の中心部を溶融させ、高速炉用燃料の高線出力密度化のためのデータを得る高線出力試験及び試験用要素の被覆管が開孔するまで照射し、高速炉用燃料の長寿命化のためのデータを得る高燃焼度試験)が動燃側により進められている。本研究では、最初に高燃焼度試験の変更申請に必要な事故解析として試験ピンの開孔に「運転時の異常な過渡変化」6事象並びに「事故」8事象をそれぞれ重合わせた時の隣接予備試験用要素FPガスブランケチィング解析を実施し、試料最高温度及び被覆管肉厚中心最高温度は、それぞれ健全性判断準である2360、890を下回っていることを確認した。さらに、試料片が集合体流路に放出され局所的に閉塞した時の安全評価を実施した。次に、現申請書添付試料十に記載の「事故」について、被ばく線量の評価を実施し、被ばく線量は十分小さい値に修まっていることを確認した。
姫野 嘉昭; 宮原 信哉; 森井 正*; 佐々木 和一*
PNC TN9410 88-145, 11 Pages, 1988/10
None
大野 修司; 森井 正*; 広井 博*; 姫野 嘉昭
PNC TN9410 88-104, 110 Pages, 1988/08
〔目的〕 ナトリウム燃焼時の雰囲気ガスや構造物への熱伝達特性及び消費される酸素などの物質伝達特性を詳細に解析するために開発しているナトリウム燃焼詳細解析コードSOLFAS(Sodium Leak Fire and Aerosol Analysis Code System)のVersion-0.1について、その数値解析手法、計算アルゴリズムなどコードの基本的な特性を把握する。〔方法〕 2次元長方形体系内の質量、運動量、エネルギーの各保存式を解くバージョンで、単成分流体の水平平板層流自然対流熱伝達問題のパラメータ計算を行ない、各パラメータが結果の精度・計算時間等に及ぼす影響を調べた。〔結果〕 高精度の解を得るためには空間的な計算セルの分割法を検討することが必要であり、また計算時間節減のためにはタイムステップ、収束条件、緩和係数、加速係数等のパラメータが大きく影響することがわかった。また、これらのパラメータを適切に設定すると、層流の全範囲にわたる妥当な計算結果が得られることを確認した。
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
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
小山 和也*; 館野 徹*; 坂田 薫*; 黒木 修二*; 森井 正*
PNC TJ9214 88-002, 423 Pages, 1988/06
高速増殖原型炉「もんじゅ」の安全審査のために、原子力安全委員会により制定された「高速増殖炉の安全性の考え方について」が、燃料性能実証試験に係る設置変更許可申請書の際に「常陽」に準用されるものとした場合の検討を実施した。設置変更許可申請書添付書類八に記載されるべき、「高速増殖炉の安全性の考え方について」に基づく安全設計方針(案)を作成した。さらに、「高速増殖炉の安全性の評価の考え方について」に基づいて事故分類を見直した結果、新たに解析が必要と判断された以下の3つの事象について事故解析を実施し、公衆への被爆線量は従来の評価に比べて小さく、許認可上問題ないことを確認した。・燃料取扱事故・オーバーフロー系からのナトリウム漏洩事故・コールドトラップからのナトリウム漏洩事故 さらに、「常陽」の設置変更許可申請書に記載されている再臨界事故を5項事象に位置付けるための検討を実施し、燃料性能実証試験に係る設置変更許可申請書のための添付資料十(案)を作成した。
姫野 嘉昭; 宮原 信哉; 森井 正*
PNC TN9410 88-094, 18 Pages, 1988/05
None
森井 正*; 福地 平*; 山田 敏雄*
PNC TN9410 87-088, 59 Pages, 1987/06
PNC-TN9410-87-088.pdf:3.33MBPNC-TN9410-87-088TR.pdf:3.29MB
〔目的〕 Na配管破損時に漏洩Naが、配管まわりの保温構造のために、スプレー状に噴出飛散しないことを工学的に実証する。〔方法〕「もんじゅ」2次系Na配管の1/3.5縮尺模擬配管試験体に、1/4・Dt相当の破損孔を上向きに設け、同2次系ホットレグ配管の系統圧3.8㎏/†-gと同じ圧力をかけてNaを漏洩させた。〔結果〕配管まわりの保温構造は、事故時のNa漏洩・燃焼によってもその健全性が損なわれることはなく充分に漏洩Naのスプレー状飛散を防止出来ることを実証した。また、漏洩中のNa燃焼速度は、漏洩Na流量の約4%程度であった。以前に実施した完全なスプレー状Na燃焼試験ではこの値が約30%であったのに比較すると、実機配管からの現実的なNa漏洩の際の燃焼は、スプレー燃焼と比べて穏やかである。〔結論〕配管保温構造は、想定Na漏洩事故時にも崩壊することなく、漏洩Naのスプレ状噴出飛散を防止する機能を有していることを実証した。この時の燃焼形態は棒状であり、スプレー状燃焼に比べて、燃焼速度は小さいことを明らかにした。
森井 正*; 姫野 嘉昭
PNC TN9410 87-006, 51 Pages, 1987/01
SAPFIRE試験施設のSOLFA-2試験容器(内容積:約100m3)を使った、空気雰囲気中での大規模・長時間ナトリウムスプレー火災試験のデータを行い、ASSCOPSコードのスプレーモデルについて試験後解析を実施した。解析の結果、標準的な入力データによるガス温度およびガス圧力等に関する計算結果は、実験値を下回った。そこで、以下の5つの項目についてパラメータサーベイを実施した。(1)燃焼速度定数の影響 (2)ガス浮力の影響 (3)プール燃焼の影響 (4)ガス輻射の影響 (5)スプレー液滴径の影響 (1)
(4)の範囲では、実験値と解析値との差異を定量的に説明することは困難であったが、(5)において、入力パラメータを選定することで解析値は実験値と一致した。
森井 正*; 福地 平*; 山田 敏雄*
PNC TN9410 86-124, 61 Pages, 1986/12
PNC-TN9410-86-124.pdf:3.08MBPNC-TN9410-86-124TR.pdf:3.23MB
1985年9月27日(金)、大洗工学センターのSAPFIRE施設のSOLFA-2(100m3SUS製容器)試験装置を用いて、空気雰囲気中における大規模・長時間のNaスプレー燃焼試験(RUN-E1)を実施した。主なNaスプレー試験条件は、以下の通りである。スプレー流量510g/sec、スプレー経過時間1800sec、スプレーNa温度505、スプレー落下高さ約4m、試験開始直後から、Naスプレー燃焼により容器内ガス温度と圧力は急上昇し、約1.2分後に、ガス最高温度が約700、最高圧力が約1.24㎏/†-gに到達した。その後、酸素濃度の低下(試験容器は密封状態のため)とともに温度・圧力は比較的ゆっくりと低下した。試験容器内の酸素は、ほぼ4分で消費し尽くされたが、この時の酸素消費速度からNaスプレー燃焼速度(100%Na2O2反応を仮定)を求めると、160g-Na/secとなり、これは、Naスプレー流量の約30%が途中のガス相で燃焼したことに相当する。スプレーコーン内部温度は1000以上になり、スプレー液滴まわりの燃焼域の温度を拾ったため、いくつかの熱電対は破損した。スプレー燃焼期間中は、高さ方向には大きな酸素濃度差は見られなかった。これは、試験容器内の強い自然対流によるガスの混合のためである。試験容器内のエアロゾル濃度は、試験開始約5分後に最大17.5g-Na/m3に到達し、その後急激に減少して、約20分後には1g-Na/m3以下になった。
森井 正*; 姫野 嘉昭
PNC TN9410 86-066, 27 Pages, 1986/06
大型高速増殖炉の非耐圧格納施設に関する設計研究の一環として、ナトリウム燃焼解析を実施し、一次冷却材漏洩事故時の事故室雰囲気圧力、ライナ鋼板を始めとするライナ周囲の温度およびナトリウム燃焼量(事故時の放射性物質放出量を支配する)などの評価を行った。主な事故想定は以下の通り。想定破損箇所 1次主冷却系ホットレグ配管 想定破損孔断面積 1 †コンクリート冷却系 事故直前までの作動、事故後に停止。 解析では「もんじゅ」のナトリウム燃焼解析に使用したASSCOPSコードを用い、次の結果を得た。 雰囲気最高圧力 0.029㎏/†G(0.5時間後) 全ナトリウム燃焼量 1.5ton(全漏洩ナトリウムの約3%) コンクリート最高温度 140(100時間後) これらの結果から、事故室の雰囲気圧力上昇については、上昇値はわずかで、原子炉定格運転中の雰囲気温度平均値が440500と非常に高いことが有利に作用していること、ライナ鋼板等の温度は「もんじゅ」安全設計値と比べて低いこと、などが明らかになった。しかし、ライナ鋼板直下のコンクリート温度は、温度上昇が100を越えコンクリート水の放出に起こることが推定された。このため、今後この放出水の評価を適切に行う必要がある。本研究は、大型高速増殖炉に関する要素技術設計研究(2)の一環として行ったものである。