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大野 修司; 浜瀬 枝里菜; 上出 英樹
Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2013/04
高速炉プラントの安全性検討評価に用いるナトリウム燃焼解析コードシステムについて、解析コードの概要及びその検証と妥当性確認に関する活動の状況を紹介した。検証と妥当性確認(V&V)は、評価対象を設定して重要現象・支配因子を摘出したうえで妥当性確認計画を策定するという手順で実施した。現在進めている妥当性確認の例として、評価で重要となるナトリウム液滴燃焼解析モデルについて要素実験結果を利用した精度評価結果を示した。また、ナトリウムスプレイ燃焼に関する解析的検討を通じて、雰囲気ガスの多次元熱流動解析による効果を検討した。
-HO mixture purification笠原 清司; 久保 真治; 田中 伸幸; Yan, X.; 小貫 薫
Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/04
熱化学水素製造法ISプロセスにおいて、不純物による後工程への悪影響を防ぐために、ブンゼン反応で生成したHI-I-HO(HIx)混合物全量を精製することが想定されてきた。原子力機構では硫酸不純物が電解電気透析(EED)の操作に及ぼす影響を実験的に検討しており、その結果からはHIx精製の一部を除去しうることが示唆された。本研究では、HI分離工程の熱物質フロー計算によって、HI-I-HO(HIx)精製の除去によるISプロセス入熱量の削減を検討した。EEDアノード側へのHIx混合物の精製を除去した場合、HI分離工程入熱量は143.1kJ/mol-HIであり、精製を除去しない場合の278.9kJ/mol-HIから大きく削減された。この入熱量削減はおもにアノード側HIx混合物精製に要する熱が不要になったことによる直接的な効果である。精製除去に伴ってEED電圧低下、HI蒸留塔フィード流量減少が起こり、これらの副次的効果によっても入熱量が低下した。
伊藤 和寛; 田辺 裕美; 金子 義久; 籠田 栄一; 高橋 康雄
Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/04
高速増殖原型炉もんじゅは、蒸気発生器又は加熱器から2次主冷却系統への水漏れを検知するため、カバーガス中及びナトリウム中の2種類の水素濃度計を設置している。この水素濃度計は、小規模の水漏えいを検出するため、非常に高感度である。このため、水漏えいを伴わなくても、原子炉の出力上昇など、プラント状態変動により、水素濃度の上昇が検出される。1995年に行った40%出力プラント確認試験では、水漏えいはなかったが、プラント状態の変動に伴う水素濃度の上昇が観察された。このときの2次主冷却系統内の水素濃度の挙動を評価し、次の知見を得た。ナトリウム中の水素濃度の挙動がナトリウム温度に依存している。カバーガス中水素濃度の挙動は、ナトリウム中水素濃度の挙動よりも、プラントの状態変化に敏感で複雑である。この複雑な挙動は、カバーガス空間の対流によってもたらされていると推測される。カバーガス中及びナトリウム中ともに、水素濃度計の校正曲線にドリフトが観察された。
Pascal, V.*; Prulhi
re, G.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Semenov, M.*; Taiwo, T.*; et al.
Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/04
2009年に仏Phenix炉のEnd-of-Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を把握することを目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し、本CRPを進めている。ここでは「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果をもとに、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。
相澤 康介; 近澤 佳隆
Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2013/04
ナトリウム冷却大型炉へ適合する破損燃料検出システムの検討を行っている。本研究では、保守補修性に優れるタギングガス方式破損燃料位置検出器の検討を行った。タギングガス方式破損燃料位置検出器の主な課題は、燃料ピン内のギャップコンダクタンスの低下、及び燃焼によるタギングガスの同位体比変化である。タギングガスとして用いるKrとXeの熱伝導率は、燃料ピン内に封入されているHeの熱伝導率より小さく、タギングガス方式破損燃料位置検出器を採用することで、燃料ピンのガスプレナムにおけるギャップコンダクタンスが低下する。したがって、タギングガス方式破損燃料位置検出器を採用するときにおける燃料最高温度の変化を解析した。JSFRは高燃焼度燃料を採用していることから、既往炉と比較して、タギングガスの同位体比が燃料により大きく変化することが予測される。それゆえ、JSFR条件における核変換とFPガス放出によるタギングガスの同位体比変化を評価した。これらの結果より、タギングガス方式破損燃料位置検出器のJSFRへの適合性を評価した。
廣瀬 悠一*; 安藤 勝訓; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 佐藤 健一郎*
Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2013/04
JSFRのシビアアクシデント時において設計温度を超えた場合の構造健全性評価法について提案する。JSFRで想定するシビアアクシデント時の650度を超える超高温環境下において、ナトリウムバウンダリの健全性を担保することは、シビアアクシデントマネジメントの観点より重要となる。このため本件では冷却系設備の構造健全性評価法として、シビアアクシデント時のバウンダリ健全性評価手法とその評価に必要となる材料特性を得るための試験計画を提案する。
高瀬 和之; 吉田 啓之; Liu, W.; 三澤 丈治; 永武 拓; 山下 晋
Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2013/04
With regard to the severe accident in the BWR at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant, in order to clarify a progress of the thermal-hydraulics phenomena in the nuclear pressure vessel and improve the current accident management, experimental and analytical studies were started by Japan Atomic Energy Agency. Three studies are carried out for experimental research. The first is a study of the influence of sea water on reactor core cooling. The second is a study that investigates the melting behavior of the fuel rod using a metal rod and an indirect electric heater. The third is a study that evaluates the heat transfer characteristics of molten debris accumulated on the bottom head of the lower plenum in the pressure vessel. The experimental data are used for verification of the analytical results. For analytical research, the following three studies are conducted. First, the situation in which the heating area of the fuel rods is exposed from the water surface is clarified numerically. Second, the melting and degradation behavior of the fuel assemblies is predicted quantitatively. Third, an analysis method is developed in order to precisely predict the three dimensional relocation distribution of the molten debris on the bottom head in the pressure vessel under the condition that many BWR control rod guide tubes exist.
山本 智彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 伊藤 啓; 岩崎 幹典*; 秋山 洋*; 大矢 武明*
Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/04
Na冷却高速炉JSFRでは鋼板コンクリート構造を用いた建屋と先進的な免震システムを採用することとしている。福島第一原子力発電所の事故を受け、2010年度までに設計検討されてきたJSFR建屋について地震やその他外的事象について、評価と対策を実施している。本論文では、JSFR建屋についての地震,津波、その他外的事象に対する対策について記載する。
加藤 篤志; 近澤 佳隆; 山本 智彦; 大野 修司; 久保 重信; 坂場 弘*; 秋山 洋*; 岩崎 幹典*
Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/04
JSFRでは鋼板コンクリート構造格納容器を採用している。ナトリウム内包機器に対する2重バウンダリ構造や再臨界回避設計の採用により、格納容器内でのナトリウム燃焼を排除しているが、福島第一原子力発電所の事故を受けて、格納容器内におけるナトリウム燃焼解析を幅広く実施し、その際の格納容器の構造健全性、バウンダリ健全性を評価した。また、格納容器への潜在的負荷を明らかにするため、水素発生シナリオ・発生量について評価した。