Analysis of fuel assemblies inclination due to upper core support plate deflection for reactivity evaluation

吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 上羽 智之; 田中 正暁; 根本 俊行*

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 8 Pages, 2024/03

上部炉心支持板のたわみによる反応度添加の可能性を調べるため、EBR-IIにおける燃料集合体と炉心支持板を含む領域の構造解析と燃料集合体の傾きによる反応度評価を実施した。その結果、低流量時の上部炉心支持板は高流量時に比べて下向きのたわみが大きくなり、燃料集合体の傾きにより正の反応度が入ることが示唆された。

炉心変形反応度評価のための燃料集合体湾曲解析モデルの検証

堂田 哲広; 上羽 智之; 大釜 和也; 吉村 一夫; 根本 俊行*; 田中 正暁; 山野 秀将

日本機械学会関東支部第29期総会・講演会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/03

https://doi.org/10.1299/jsmekanto.2023.29.17H21

ナトリウム冷却高速炉の炉心変形による反応度をより現実的に評価するため、炉物理、熱流動、構造力学の連成解析による炉心変形反応度評価手法を開発した。本評価手法では、燃料集合体の湾曲を有限要素法のビーム要素でモデル化し、集合体ラッパ管のパッド部での隣接集合体間の接触をパッド部専用の要素でモデル化した解析手法を採用した。その検証として、過去に実施されたベンチマーク問題の集合体単体の自由熱湾曲及び炉心体系での集合体熱湾曲による隣接集合体間接触について計算し、本解析モデルによる解析結果が理論解またはベンチマークに参加した他機関の解析結果とよく一致することを確認した。この結果から、本解析モデルが集合体の熱湾曲を適切に計算できることを確認した。

Development of evaluation method for core deformation reactivity feedback in sodium-cooled fast reactor by coupled analysis approach

堂田 哲広; 上羽 智之; 横山 賢治; 根本 俊行*; 田中 正暁

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 14 Pages, 2022/03

ナトリウム冷却高速炉では、炉心温度上昇時に炉心燃料集合体の熱変形によって反応度フィードバックが生じる。この炉心変形反応度を固有の安全特性として活用し、安全評価における炉心設計の過度の保守性を排除するため、核動特性、熱流動、炉心構造変形の連成解析により評価する手法を開発した。米国高速実験炉EBR-IIの冷却材喪失時炉停止失敗事象模擬試験の解析を実施した。解析結果から、炉心変形反応度が負のフィードバック効果を持つこと、変形反応度の要因として燃料の移動に加えて、燃料周辺の反射体の移動も影響することが示され、連成解析による炉心変形反応度評価手法の有用性を確認した。

高速炉の炉心設計最適化を支援する統合評価手法における核-熱-構造連成解析手法の開発

堂田 哲広; 上羽 智之; 根本 俊行*; 横山 賢治; 田中 正暁

計算工学講演会論文集(CD-ROM), 26, 4 Pages, 2021/05

高速炉の設計最適化に向け、従来の設計解析では考慮できなかった炉心温度上昇時の炉心の熱変形によるフィードバック反応度を考慮するため、核-熱-構造連成解析法を開発した。本手法では、核特性,プラント動特性,構造力学の各解析コードをPythonスクリプトの制御モジュールを用いて連成させる。本稿では、本連成手法と実プラント試験へ適用した結果について概説する。

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 1; Overview

加治 芳行; 根本 義之; 永武 拓; 吉田 啓之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*; 大和 正明*; 渡辺 聡*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

https://doi.org/10.1299/jsmeicone.2019.27.1343

本研究では、使用済燃料プール(SFP)の事故時における燃料被覆管の酸化モデル及びSFPに設置されたスプレイの冷却性能を評価するための数値シミュレーション手法を開発した。これらをMAAPやSAMPSONのようなシビアアクシデント(SA)解析コードに組み込み、SFPの事故時解析を実施した。数値流体力学コードを用いた解析を実施し、SA解析コードの結果と比較することにより、SFP事故の詳細を検討した。さらに、3次元臨界解析手法を開発し、SFPにおける使用済燃料のより安全な燃料配置について検討した。

HTTRにおけるガス圧縮機のシールオイル漏れに係る改善,2

根本 隆弘; 金城 紀幸*; 関田 健司; 古澤 孝之; 黒羽 操; 川上 悟; 近藤 雅明

JAEA-Technology 2015-006, 36 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-006.pdf:16.77MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉補助施設に設置しているガス圧縮機は、冷却材ヘリウムの漏えい防止等の観点から複雑なロッドシール機構を有している。一方、これまでの運転経験において当該シール機構からのシールオイル漏れが頻発していたため、シール材の変更等による洩れ対策を行ってきたが、期待した効果が得られなかった。そこで、シールオイル漏れが頻発しているガス圧縮機のシール材を、仕様の異なるものに交換したところ、シールオイル漏れの発生が大幅に低減した。検討の結果、個々のガス圧縮機の特性に応じた適切なシール材を選定することが、シールオイル漏れ対策に有効であることが確認できた。また、これまでの運用経験を踏まえて、HTTRのガス圧縮機により適切なシールオイル漏れに関する判断基準と運用方法を立案した。本報は、HTTRで使用しているガス圧縮機のシールオイル漏れに係る改善方法について検討した結果をまとめたものである。

原子力コードの高速化; 平成13年度

秋山 光永*; 片倉 郁茂*; 川崎 信夫*; 根本 俊行*; 鶴岡 卓哉*; 足立 将晶*; 石附 茂*; 久米 悦雄

JAERI-Data/Code 2003-009, 307 Pages, 2003/07

JAERI-Data-Code-2003-009.pdf:10.37MB

本報告書は、平成13年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、東海及び那珂研究所のスーパーコンピュータにおける高速化作業について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成13年度に10件行われた。本報告書では、中性子ラジオグラフィー3次元CT用コードNR3DCTの並列化,内部欠陥を有する材料に対する非定常熱伝導解析コードTHERMO3Dの高速化,MHD用初期化コードMHDTM_INITの高速化,核熱利用系動特性解析コードHAMBACの高速化,汎用モンテカルロ粒子輸送コードMCNP4C3の並列化,多種粒子・高エネルギー用モンテカルロ粒子輸送計算コードシステムMCNPX V2.1.5の整備,核融合炉誘導放射能計算コードCINAC-V4の整備,生体分子向け分子動力学計算コードAmber5のインストール,多次元二相流解析コードACE3DへのVisLib関数埋め込み,GS8500用実験データ処理コードシステムの移植について記述している。

原子力コードの高速化(移植編); 平成11年度作業報告書

川崎 信夫*; 根本 俊行*; 川井 渉*; 小笠原 忍*; 石附 茂*; 久米 悦雄; 箭竹 陽一*; 足立 将晶*

JAERI-Data/Code 2000-039, 134 Pages, 2001/01

JAERI-Data-Code-2000-039.pdf:4.32MB

本報告書は、平成11年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、VPP500またはAP3000への移植整備作業について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成11年度に18件行われた。これらの作業内容は、今後同種の作業を行ううえでの参考となりうるよう、作業を大別して「ベクトル/並列化編」,「スカラ並列化編」及び「移植編」の3分冊にまとめた。本報告書の「移植編」では、生体分子の分子動力学パッケージAMBER5,(連続・多群)汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVP/GMVP,MCNPライブラリ自動編集システムautonj,SPECTER/SPECOMPコード,核融合炉事故解析コードMELCOR-FUS及びサブチャンネル解析コードCOBRA-TFのVPP500及びAP3000への整備について記述している。

高速実験炉「常陽」冷却材及びカバーガス純度管理データベース(MK-II炉心)

伊藤 和寛; 根本 昌明; 佐井川 拓也*; 助川 一弥*

JNC TN9410 2000-008, 66 Pages, 2000/03

JNC-TN9410-2000-008.pdf:1.39MB

高速実験炉「常陽」は、昭和57年に、照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来31サイクルの定格出力運転と13項目の特殊試験のための短期間運転及び8回の定期検査を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。この間、1次系ナトリウムは67回、2次系ナトリウムは81回、1次系カバーガスは75回、2次系カバーガスはオーバフロータンク及びダンプタンクから各89回のサンプリングを実施し、不純物濃度データを蓄積してきた。「常陽」MK-II炉心の集大成として、これらのデータ及びこれらに関連するプラントデータについてユーザが利用できるようにデータベースとして整備した。本データベースには、関連するプラントデータと「常陽」実機で測定した1次系ナトリウム及び2次系ナトリウム中の酸素、炭素、水素、窒素、塩素、鉄、ニッケル及びクロムを、1次カバーガス及び2次カバーガス中の酸素、水素、窒素、一酸化炭素、二酸化炭素、メタン及びヘリウムの濃度を収録している。これらのデータは、ユーザが利用しやすいようにその時の炉心状態と併せて収録した。

原子力コードの高速化(移植編); 平成10年度作業報告書

根本 俊行*; 川崎 信夫*; 久米 悦雄; 川井 渉*; 足立 将晶*; 石附 茂*; 箭竹 陽一*; 小笠原 忍*

JAERI-Data/Code 2000-017, p.99 - 0, 2000/03

JAERI-Data-Code-2000-017.pdf:3.31MB

本研究書は、平成10年度に情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、AP3000への移植作業部分について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成10年度に12件行われた。これら作業内容を「ベクトル/並列化編」、「スカラ並列化編」及び「移植編」の3分冊にまとめた。本報告書の「移植編」では、連続エネルギー粒子輸送モンテカルロコードMCNP4B2、軽水炉安全解析コードRELAP5のAP3000への移植作業について記述している。