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相澤 清人
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), p.30 - 31, 1993/12
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相澤 清人; DR.A.E.WAL*; MR.J.I.SAC*
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 3, 30-1 Pages, 1992/10
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二ノ方 壽; 野中 信之; 近藤 悟
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 3, 29.3-1 Pages, 1992/10
本発表は高速増殖炉の実用化路線に基づいた将来の安全研究に対する基本的な考え方を主張するポジションペ-パである。実用化炉においては,より一層の事故及びその進展の防止(P.S.)が求められる。そこでは,受動的安全のクレジットも求められる。一方,事象の進展抑制(M.S.),格納に対する措置についてP.S.と同じレベルで講じることによって深層防護の厚みを増す。P.S.,M.S.,と格納機能の調和を以てはじめて社会的受容(P.A.)が得られる。発表の具体的内容は,現在迄のCDA研究によって得られている知見を紹介し,究極のゴ-ルとしてあるLMFBR設計の自由度を保証するために,将来のRqDsの方向がどうあるべきか議論する。即ち,CDA時のエネルギ-発生,変換,格納過程について,これまで必ずしも充分でなかった現象緩和機構の解明と,設計への考慮を行うことが必要で,今後の事実確認の積み上げが最重要課題である事を主張する。
山岡 光明; 若林 利男
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 1, p.3.3-1 - 3.3-6, 1992/10
使用済燃料に含まれている放射性廃棄物を後世代に残さないことが社会的に強く要請されている。本研究では高放射性を有する使用済み燃料中の超ウラン元素(TRU)を消滅するFBRの概念として超長寿命炉心を考え,核的・熱的な特性からの成立性を検討した。出力規模は炉容器寸法への影響,Naボイド反応度の低減を考慮し,30万KWeとし,30年間の連続運転を可能とする炉心構成,燃料組成を明らかにした。反応度変化・出力変動が小さく,大量のTRUを消滅できる炉心が得られた。また,TRU断面積の不確かさの影響を評価した結果,特性の不確かさが従来炉心よりかなり大きく,断面積精度向上が必要であることがわかった。
山口 彰; 丹羽 元; 島川 佳郎; 山岡 光明; 月森 和之; 相澤 清人
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 3, p.30.4.1 - 30.4.9, 1992/10
動燃事業団において開発されている高速炉用計算コ-ド群を用いて米国の高速実験炉FFTFで計画されているフェ-ズIIB受動的安全性試験の解析を実施した。計算コ-ドが,受動的安全性評価に利用可能であることが示され,またコ-ドの検証に有益なデ-タが得られるべく試験に対する提言をまとめた。これらの解析結果,及び試験デ-タに立脚すれば,今後のFBR開発において受動的安全性をより活用することも可能となる。
三宅 収; 清野 裕; 高井 俊秀; 原 広
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 4, p.41.1-1 - 41.1-5, 1992/10
CONTAINコ-ドは原子力プラントのシビアアクシデント時の格納施設内熱流動解析コ-ドとして開発を進めている。COMTAINのオリジナルは米国サンディア国立研究所で開発されたものであるが,高速炉解析のために特別に機能強化されたバ-ジョン(CONTAIN/LMR)は,日本・独・米国の国際協力で開発されたものである。本報告では動燃事業団で担当し開発した計算モデルとそれらの検討計算結果について紹介する。主な内容は1.ナトリウム燃焼計算モデルに関する検証とスプレイモデルの改良,2.ナトリウム・エアロゾル計算モデルの国際ベンチマ-ク計算による検証,3.ナトリウム蒸気の凝縮によるミスト生成モデルの開発,4.ナトリウム-コンクリ-ト反応計算モデルのCONTAINへの組み込みと検証,5.炉外デブリベット計算モデルの開発,6.ナトリウムプ-ルによるFPの保持と故出の計算モデルの開発である。
望月 弘保; 小池 通崇; 堺 公明
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 0 Pages, 1992/00
軽水炉では冷却材喪失後に補給水が全く確保されないと、崩壊熱によって冷却材の蒸発が生じ、やがて燃料集合体が溶融するような事象になる。ATRで同一の事象を考えた場合、ATRは炉心に約70
Cの重水が存在するため、炉心は長期に冷却される可能性が高い。そこで、この事象を評価するために重要な物理現象である、輻射伝熱、圧力管のバルーニング条件、圧力管/カランドリア管接触時の伝熱、自然対流時のカランドリア管の限界熱流束に関する実験を実施した。この結果から得られた定数、相関式を計算コードに組み込み、冷却性を評価した。この結果、炉心は長期にわたって冷却される見通しが得られた。
戸田 信一; 家田 芳明; 上出 英樹; 松田 茂行; 岩崎 智志; 磯崎 正
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 0 Pages, 1992/00
自然循環崩壊熱除去に関するNa実験が,炉工室の炉心・機器熱流動試験ループ(CCTL)に据付けられた並列3集合体モデルから構成される炉心部流量再配分試験体(CFR試験体)により実施されている。集合体内ピーク温度や集合体間熱移行の評価手法の開発のため,隣接集合体から加熱・冷却を同時に受ける様な実機相当条件における集合体内経方向温度分布の影響を実験的に調べた。また,多次元解析コードAQUAによる実験解析を実施し,集合体内経方向温度分布の実験結果との良好な一致が得られた。
若林 利男; 清野 英昭; 金沢 信博*
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 0 Pages, 1992/00
ATR実証炉では出力ピーキング低減のために、Gd
O
入りMOX燃料を使用する予定である。GdO入りMOX燃料炉心の設計精度確立のため、DCA及び「ふげん」での実験結果を用いて設計コードのWIMS-ATR、LATMON等の精度評価を行った。その結果、これらコードシステムは、実験結果を良く再現し、設計コードとして十分な精度を有していることが明らかになった。
河西 善充; 江田 薫雄; 若林 利男; 川太 徳夫
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), ,
重水減速沸騰軽水冷却圧力管型炉は,カランドリアタンク内に多数の圧力管が配置され,原子炉本体及び原子炉冷却材再循環系の構造は複雑である。本報告では,重水炉としての核的特長を保持しつつ,原子炉廻りの配管群及び再循環系を合理化・簡素化するため,カランドリアタンクを原子炉圧力容器内に収納し,再循環ポンプを容器に直接取付ける構造にする等して,従来の圧力管型重水炉構造を大巾に簡素化した圧力容器一体化重水減速沸騰軽水冷却型炉の概念とこれを100万KW級プラントに適用した場合のプラントシステム及び炉物性等について発表する。
水野 朋保; 浅賀 健男; 鹿倉 栄
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), ,
高速炉MOX燃料の高性能化と設計との関連について述べた。燃料高性能化のためには炉心材料等の開発も必要であるが設計評価精度を向上し設計評価や設計上制限値設定における過剰な保守性を排除する必要がある。燃料設計評価は定常状態の設計と異常状態の設計とに分けられるが定常状態についてはFFTFにおける「もんじゅ」型燃料集合体及びMk-IIドライバ燃料についての挙動評価の結果を異常状態についてはEBR-IIでの運転信頼性試験を例にとり裕度の大きさに関する考察,試験結果の「実験による設計」への直接的利用可能性,試験結果から解析評価手法を改良し「解析による設計」に発展させる可能性を論じた。実証的実験,限界実験を行い実験結果に直接的に基づく「実験による設計」を採用することは限界設計が容易であると考えられるが非現実的であり「解析による設計」で高性能燃料の設計を行うにはより精度の高い解析評価手法を開発する必要
菅原 悟; 後藤 幸徳*
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), ,
ATR実証炉の炉心熱水力設計は原型炉「ふげん」の建設・運転経験や大洗工学センターでの長年の実規模試験で蓄積した試験データに基づき開発された確率論的手法により行われている。これは燃料集合体の熱的余裕を示す指標,限界出力比(Critical Power Ratio;CPR)に影響する炉心熱出力,炉心圧力,炉心入口冷却材温度等の計測誤差,炉心内及び燃料集合体内出力分布や炉心流量配分の計算誤差,配管等の製作・組立公差,燃料体の伝熱限界を規定するCHF相関式の予測誤差等より生じる不確かさをモンテカルロ法により模擬し燃料集合体の伝熱限界への余裕を確率論的に決定する。この開発により原型炉「ふげん」と実証炉の運転条件や配管形状の差異などを考慮し設計余裕の適切な決定が可能になった。確率論的熱設計手法に係る解析コードシステム,実規模伝熱試験データ,CHF相関式,実証炉への適用などについて述べる。
浜田 広次; 田辺 裕美
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), ,
1.SWACSコードの改良・検証とLEAPコードに高クロム鋼のデータを追加しナトリウム-水反応事象を解析・評価。2.SWACSに接液型ラプチャディスクの解析モデルと放出系配管での流動解析モデル(BTM)を追加し米国のLLTR試験と動燃のPEPT試験で検証。高クロム鋼のウェステージデータベースを構築。3.SGタイプ,放出系レイアウトの解析。(1)ブローダウン曲線をリニアとした保守的評価は無液面型2+
(
1)有液面型3DEGのDBL。高速ブロー曲線の模擬評価は無液面型1以下,有液面型2+DEG。(2)有液面型は無液面型より最大圧力が大きく低減。(3)口経有液面型3,無液面型2DEGのIHXコイル部圧力ピークは約7.5と7.0kg/cm2a。4.コード改良,ブローダウン高速化でDBLが低減可能,初期スパイク圧は無液面型でも過度な圧力上昇を抑えられる,準定常圧は液面有無の有意な違いがない。
林 秀行; 山下 芳興
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), ,
受動的炉停止能力の向上の観点から,冷却材温度係数を低減した大型FBR炉心の概念について検討した。ナトリウムプレナム,炉心高さ削減および炉心中央へのブランケット配置によりゼロあるいは負の冷却材温度係数を達成出来ることを確認し,同概念が大型炉における受動的炉停止の達成に有効であることが分かった。
浜田 広次; 田辺 裕美
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), ,
SWACSに接液型ラブチャディスクの解析モデルと放出系配管での流動解析モデル(BTM)を追加し,検証は米国のLLTR試験と動燃のPEPT試験結果を用い,良好な一致を得た。また動燃で高クロム鋼のウェステ-ジデ-タベ-スを構築し,実験式をLEAPに組み込んだ。 設計の合理化を検討するため,大型炉SGタイプや放出系レイアウトをパラメ-タとする解析を行った。1.破損伝播解析 2.初期スパイク圧解析 3.準定常圧解析 まとめ:原型炉用のコ-ドを改良し,大型炉にも適用可能とした。大型炉解析では,ブロ-ダウンの高速化でDBLが低減できること,初期スパイク圧では有液面型が有利であるが放出系の最適設計により無液面型でも圧力の過度な上昇を抑えられること,準定常圧では液面の有無による有意な違いがないことを明らかにした。