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谷口 良徳; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 139, p.107188_1 - 107188_7, 2020/05
被引用回数：1 パーセンタイル：11.8(Nuclear Science & Technology)The fuel-failure-limit data obtained in the simulated reactivity-initiated-accident experiment SPERT-CDC 859 (SPERT859) has entailed a lot of discussions if it represents fuel-failure behavior of typical commercial LWRs for its specific pre-irradiation condition and fuel state. The fuel-rod conditions before and during SPERT859 were thus assessed by the fuel-performance codes FEMAXI-8 and RANNS with focusing on cladding corrosion and its effect on the failure limit of the test rod. The analysis showed that the fuel cladding was probably excessively corroded even when the influential calculation conditions such as fuel swelling and creep models were determined so that the lowest limit of the cladding oxide layer thickness was captured. Such assumption of excessive cladding corrosion during pre-irradiation well explains not only the test-rod state before pulse irradiation but also the fuel-failure limit observed. Such understanding undermines anew the representativeness of the test data as a direct basis of safety evaluation for LWR fuels.
高松 邦吉; 片西 昌司; 中川 繁昭; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.76 - 87, 2004/03
日本原子力研究所では、高温ガス炉を用いた電気出力約300MWのガスタービン発電システム(GTHTR300:Gas Turbine High Temperature Reactor 300)の設計研究を行っており、その一環として、RELAP5/MOD3コードをもとに高温ガス炉システム全体の動特性を解析するためのコード"Code for Numerical Analysis of GTHTR(Conan-GTHTR)"を開発している。このコードは、HTTRで開発しているHTGR用プラント動特性解析コード"ACCORD"のクロスチェックに用いることもできる。そこで、このコードを用いて、HTTRのモデル化を行い、HTTRにおける運転・試験の結果を用いて原子炉系の検証を行った。これらの結果からGTHTR300の安全評価のための動特性解析コードとして使用可能であることを明らかにした。
鈴木 光弘
JAERI-Tech 2002-071, 171 Pages, 2002/10
JAERI-Tech-2002-071.pdf:11.26MB
本報は大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した全交流電源喪失実験の加圧器熱流体挙動を解析したものである。LSTFでは米国のAP600型原子炉をモデルとした上記実験を実施したが、その長時間の原子炉冷却・減圧過程で、一旦喪失した加圧器水位が再上昇し、蒸気配管まで満水にする特徴的事象が見られた。実験結果の分析により、これは自然循環が停留した蒸気発生器伝熱管内で冷却材が減圧沸騰を開始した条件下で、加圧器蒸気配管で蒸気凝縮が継続したことに起因するものと判断された。本報はRELAP5/MOD3コードによる解析と実験結果の分析により、蒸気配管部の凝縮減圧効果と加圧器壁の熱源効果という、2種類の構造材-冷却材熱的相互作用を定量的に解明した。また加圧器系の熱損失特性を評価した。加えて実機加圧器系との熱的特性の相違についても明らかにした。
竹田 武司; 中川 繁昭; 橘 幸男; 高田 英治*; 國富 一彦
JAERI-Research 2000-016, p.80 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-016.pdf:2.72MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験は、高温ガス炉(HTGR)技術基盤の確立と高度化のため1999年9月28日に開始した。出力上昇試験の中で、通常運転(原子炉出力15,30MW)からの商用電源喪失試験が計画されている。そこで、HTTRの商用電源喪失時の原子炉及びプラント過渡挙動の解析評価を行った。なお、本解析評価は、HTGRの性能評価に関するIAEA協力研究計画用ベンチマーク問題として提案されている。本報は、商用電源喪失事象のシナリオ、HTTRの主なコンポーネント及びシステムの概要、詳細な熱及び核データセット、HTGR用プラント動特性解析コード'ACCORD'を用いたベンチマーク問題の事前評価結果を報告するものである。
杉本 純
JAERI-Conf 99-005, 523 Pages, 1999/07
1998年11月4日から6日にかけて、ホテル・ラングウッドにおいて、シビアアクシデント研究ワークショップ(SARJ-98)が開催された。このワークショップには、13か国より181名の参加者があった。ワークショップでは、各国における研究の現状、OECDにおけるシビアアクシデントの検討状況、圧力容器内溶融炉心保持、水蒸気爆発、圧力容器外冷却性、FP挙動、構造健全性、燃料挙動、水素挙動、事故解析とモデル化など、シビアアクシデントに関する実験及び解析を含む幅広い領域を対象として、合計65件の発表があった。パネルディスカッションでは、「シビアアクシデントの事故シナリオ、アクシデントマネジメント戦略及び将来炉の設計に対する解析手法の現状; どれ程実際に近いのか?」をテーマに、パネリスト及び会場の専門家により活発な討論が行われ、さまざまな意見や見解が交換された。
國富 一彦; 橘 幸男; 竹田 武司; 七種 明雄; 沢 和弘
JAERI-Tech 97-030, 60 Pages, 1997/07
高温工学試験研究炉(HTTR)は、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950
Cの黒鉛減速、ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉であり、平成9年末の臨界を目指して最終的な試験が行われている。HTTRでは、高温ガス炉の技術基盤の確立と高度化のための試験研究並びに高温工学に関する先端的基礎研究を行う予定である。本報では、これらの試験研究のうち、高温ガス炉の技術基盤の高度化のための試験研究の内容を将来高温ガス炉の実用化を念頭に置いて検討し、試験研究計画として詳細化した結果を示したものである。
竹田 武司; 橘 幸男; 國富 一彦; 板倉 洋文*
JAERI-Data/Code 96-032, 147 Pages, 1996/11
JAERI-Data-Code-96-032.pdf:4.58MB
将来の高温ガス炉(HTGR)の安全性を実証する一段階として、高温工学試験研究炉を用いた安全性実証試験を計画しており、試験の評価、将来HTGRの設計および安全解析を行う上で、プラント動特性解析コードが必要となる。また、オンサイト・シミュレータは、固有のプラントシステムの挙動のみしか解析できない。そのため、以下の特徴を有する新たなHTGR用プラント動特性解析コード'ACCORD'を開発した。(1)炉心の熱容量をモデル化することで、事象発生後数千秒を超えるプラントシステムの挙動が解析できる。(2)プラントシステムを構成する機器毎にパッケージ化し、パッケージの組み替えを行うことで、任意のプラントシステムのプラント動特性が解析できる。(3)機器の伝熱計算、ヘリウム系、加圧水系の流動計算を独立して行えるようにすることで、機器毎の伝熱流動特性について解析できる。ACCORDコードの核計算モデル、伝熱計算モデル、流動計算モデル、制御系モデル、安全保護系モデルを組み合わせた計算モデルの妥当性は、他のプラント動特性解析コードとのクロスチェックを行うことで確認した。
伊与久 達夫; 石原 正博; 白井 浩史*
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(10), p.921 - 931, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛ブロックに発生する熱・照射応力を解析するためのコードVIENUSを開発した。本コードは、照射下の黒鉛材料の挙動を詳細に考慮した2次元の粘弾性有限要素法解析コードである。解析においては、物性値の高速中性子照射量と温度の依存性を考慮している。米国の高温ガス炉であるPeach Bottom炉の試験燃料要素の照射試験結果に基づいて、本コードで解析する黒鉛ブロック内の熱・照射応力の妥当性を評価した。その結果、解析値は照射試験の結果を予測し得ることが出来、かつ、照射クリープと照射寸法変化が熱・照射応力解析において最も重要であることが明らかになった。本研究により、HTTRの黒鉛ブロックの熱・照射応力解析に本コードが有効であることが分かった。
傍島 真
Nuclear Science and Engineering, 60(1), p.10 - 18, 1976/01
被引用回数：6軽水炉の冷却材喪失事故を解析するコードRELAP-3により、ROSA-I実験の結果を解析した所、破断条件によってあまり良くデータが一致しないことが分かった。コードにパラメータとして用いられている放出係数には、流出流体のクオリティとの相関があることが明らかにされ、また気泡離脱速度も一定値を与えたのでは残存水量が実験データと一致しないことが分かった。これらの点を直すために、放出係数にクオリティとの相関式を取り入れ、気泡離脱速度にWilsonの実験式を特殊な形で用いたコードに改良した。その結果新しい解析コードではROSA-I実験に対して極めてよいデータとの一致を示し、日立製作所において行われた実験に対しても、よくデータと一致した。解析例から破断条件により放出係数も気泡離脱速度も様々な時間変化の仕方をすることが示されている。
