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國富 一彦; 篠崎 正幸; 大久保 実; 小池上 一*; 丸山 茂樹*
Proc. of ARS 94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.188 - 192, 1994/00
高温工学試験研究炉(HTTR)には、熱交換能力10MWで、950
Cの1次系ヘリウムガスを2次系と熱交換する中間熱交換器が設置してある。中間熱交換器の内部構造物の温度は、通常運転時でも900Cを超えるため、内部構造物の構造評価は非弾性解析で行わなくてはならない。本発表では、(i)非弾性解析のための評価事象の選定方法、(ii)初期の数サイクルの解析結果から寿命末期のクリープ損傷を外挿する方法を中心に内部構造物の構造評価について述べる。また、内部構造物のうち高温ヘッダ部の評価結果を示す。
高野 秀機; 秋江 拓志; 平岡 徹; 中村 邦彦*; 廣田 耕一*; 神島 吉郎*
Proc. of ARS94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.549 - 556, 1994/00
窒化物燃料を用いた鉛冷却高速炉について、高安全炉心の設計及びプラント特性の技術的検討を行った。炉心設計では、窒化物燃料に濃縮したN-15を用いることの炉心性能への影響を明らかにした。Na冷却高速炉では、N-15を用いるとボイド反応度が正側へ増加するが、鉛冷却高速炉ではもれに比べて無視でき負の設計が可能であり、Puインベントリの節約と増殖比の増加が期待できる。このサーベイ計算に基づき、全炉心ボイド反応度が十分に負で燃焼反応度変化の小さい固有安全性の高い炉心を設計した。さらに、ヒートバランス,SG概念,崩壊熱除去システム,耐震性等の原子炉プラントの技術的検討を行い、鉛冷却高速炉の特徴を明らかにした。ヘリカルコイル型SGを用いたコンパクトなプラントシステム概念に対する耐震性の検討では、応答加速度2Gの条件で60万KWe出力炉の立地が現在の設計基準内で可能であることを示した。
秋江 拓志; 高野 秀機; 平岡 徹; A.G.Morozov*; V.S.Smirnov*; V.V.Orlov*
Proc. of ARS94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.544 - 548, 1994/00
鉛冷却高速炉の開発にあたってロシアで実施された臨界実験BFS-61の解析を、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて行った。核データライブラリJENDL-3.1を使用した。MVPによって計算された実効増倍率は、ロシアで実施された連続エネルギーモンテカルロコードMCNPとJENDL-3ライブラリによる結果と良く一致し、実験結果を0.3%程過少評価する。また、MVPの結果は実験値やMCNPの結果と比べて、反応率比C8/F5(U-238捕獲/U-235核分裂)を過少評価し、F9/F5(Pu-239核分裂/U-235核分裂)を過大評価する。