自己出力型放射線検出器の出力電流値計算コードの作成; アルゴリズムの構築と計算結果の比較

柴田 裕司; 武内 伴照; 関 美沙紀; 柴田 晃; 中村 仁一; 井手 広史

JAEA-Data/Code 2021-018, 42 Pages, 2022/03

JAEA-Data-Code-2021-018.pdf:2.78MB
JAEA-Data-Code-2021-018-appendix(CD-ROM).zip:0.15MB

日本原子力研究開発機構大洗研究所に設置されている材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)では過去30年以上、多様な原子炉材料や照射技術及び計測装置の開発が行われてきた。その中では自己出力型の中性子検出器(Self-Powered Neutron Detectors: SPNDs)やガンマ線検出器(Self-Powered Gamma Detectors: SPGDs)の開発も行われており、複数の研究成果が報告されている。しかし、それら成果のほとんどは検出器の開発に関する創意工夫と炉内照射試験、コバルト60によるガンマ線照射試験の結果を整理又は考察したものであり、検出器出力の理論的な解析及び評価はあまり行われてこなかった。そこで、これら自己出力型放射線検出器の理論的な評価を行うための準備として1974年にH.D. WarrenとN.H. Shahが著した論文『Neutron and Gamma-Ray Effects on Self-Powered In-Core Radiation Detectors』を基に数値計算コードの作成を行った。本稿は作成した数値計算コードの内容について報告を行うものである。

TSC modelling of current ramp scenarios with ITB-Generated bootstrap currents in JT-60U reversed shear discharges

中村 幸治; 筒井 広明*; 武井 奈帆子*; 坂本 宜照; 藤田 隆明; 杉原 正芳; 小関 隆久; 飛田 健次; 小西 哲之; 飯尾 俊二*; et al.

Europhysics Conference Abstracts, 27A, 4 Pages, 2003/00

先進運転シナリオの有力なトカマク配位である負磁気シア・プラズマの放電立上げと長時間維持のための制御モデルを構築する観点から、TSCコードに内部輸送障壁(ITB)で発生する自発電流モデルを組み込み、そのシミュレーション機能を拡張した。ITBの強さと幅はプラズマ圧力分布の関数形をあらかじめ指定し、ITB脚の位置を、常にモニターした磁気シア反転の規格化半径()に応じて連動させた。まず、高い割合の自発電流で駆動されたJT-60U負磁気シア・プラズマについて、その典型的な電流立上げ実験の様子をほぼ完全な実配位のシミュレーションによって再現し、ITBと自発電流の数値モデルの妥当性を検証した。高ベータ化を図るうえで、ITB規格化半径を可能な限り拡大(0.5)させることが求められるが、負磁気シア・プラズマでは、誘導電流がプラズマ中心部へ浸透したり非誘導的な自発電流や外部駆動電流の分布に応じて電流分布が大きく変化する。このため、ITBの領域拡大に関する外部制御の方法を調べた。また、将来の核融合炉では超電導コイルの交流損失を低減する技術的な制約があるため、現在JT-60Uで行われている0.6MA/s程度の電流立上げ速度をできる限り遅くしつつ(0.2MA/s),低領域に導くMHD的にも安定なプラズマ立上げシナリオを探った。さらに、シミュレーションによる電流や電場の詳細分布を示し、ITBの構造や磁気シア反転位置などの条件によってはプラズマ電流立上げの際、電流ホールが形成されることを示した。

減圧下での水蒸発と凝縮に関する実験と解析

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

可視化情報学会誌, 21(Suppl.2), p.115 - 118, 2001/09

核融合炉でICE事象を生じた場合の水の沸騰蒸発挙動並びにサプレッションタンク内の蒸気凝縮挙動を実験的,解析的に調べ、次の結論を得た。(1)プラズマチャンバー内圧力の変動は真空容器の壁面温度よりも水温の変化に大きく依存する。(2)プラズマチャンバー内の最高到達圧力をTRAC-PF1コードを使って高精度に予測することが可能である。(3)3次元解析により、プラズマチャンバー及び真空容器内の水-蒸気二相流挙動の詳細を明らかにした。(4)数値予測した水噴出時の衝突噴流熱伝達率は約10,000W/mK,衝突面以外の熱伝達率は500W/mK以下である。(5)サプレッションタンク内では蒸気は水との直接接触によって気液界面が急冷されて凝縮する。予測した凝縮熱伝達率は5,000~10,000W/mKである。(6)サプレッションタンク内では、蒸気流によって水中に形成された大きな気泡が次第に多数の微小気泡に分割され、凝縮面積の増加により凝縮は促進する。

Analysis of pressure rise in an ITER-Like Fusion reactor during in-vessel loca by a modified TRAC-PF1 code

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Fusion Technology, 39(2-Part.2), p.1050 - 1055, 2001/03

本研究は、真空容器内冷却材侵入事象時に核融合炉内で起こる水-蒸気二相流挙動を冷却材侵入事象統合試験装置を使って実験的に調べ、また、TRACコードを使って実験結果を数値的に検証したものである。冷却材侵入事象統合試験装置は核融合実験炉(ITER)の構成要素を約1/1600で縮小簡略モデル化しており、プラズマチャンバー、ダイバータ、真空容器、サプレッションタンク等から構成される。実験では冷却材侵入時の水の相変化挙動を可視的に観察し、プラズマチャンバーからダイバータを通って真空容器に流れ込む水と蒸気の流動挙動を定性的に明らかにした。また、ITERサプレッションシステムが冷却材侵入時の圧力上昇を有効に抑制できることを定量的に確認した。さらに、冷却材侵入時の容器内の圧力上昇、ボイド率等をTRACコードによる数値解析によって高い精度で予測できることを実験結果との比較から明らかにした。

核融合炉内への水侵入挙動とダイバータ部の圧力損失

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

日本機械学会第79期流体工学部門講演会講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2001/00

本報は、核融合実験炉で冷却材侵入事象(ICE)を生じた場合の沸騰二相流挙動よ及ぼすダイバータスリットの影響について、安全性評価解析コードTRAC-PF1によって数値予測した結果をICE統合試験装置を使って検証したものである。一連のICE事象解析を行い、次の結果を得た。(1)3次元解析により、プラズマチャンバー及び真空容器内の水-蒸気二相流挙動、並びにダイバータ部のスリット数が二相流挙動に及ぼす影響を数値的に明らかにした。(2)数値予測した水噴出時の衝突噴流熱伝達率は約10,000W/mK、衝突面以外の熱伝達率は500K/mK以下である。また、蓄積した水のプール沸騰熱伝達率は、10,000K/mK以上である。(3)プラズマチャンバー内の圧力上昇はダイバータ部のスリット数に大きく依存する。(4)スリット数が1,4及び12の場合のダイバータ部の圧力損失の試験結果に対して13-16%の誤差で数値予測が可能である。(5)ダイバータ部の圧力損失の最高値Dpとスリット数Nの関係はDp=283.12Nで良く整理できる。

Verification of J-TRAC code with 3D neutron kinetics model SKETCH-N for PWR rod ejection analysis

Zimin, V. G.; 浅香 英明; 安濃田 良成; 榎本 雅己*

9th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9) (CD-ROM), p.16 - 0, 1999/00

MOX燃料や高燃焼度燃料の導入に伴い、高精度な原子炉安全解析の必要性が高まっている。特に、BWR安定性や反応度事故時の燃料温度挙動を定量的に評価するための高性能な核熱水力解析コードの開発が求められている。このような要請に応えるために、3次元核熱水力解析コードTRAC/SKETCH(PWR版)を開発した。TRAC/SKETCHは、3次元熱水力解析コードTRAC-PF1(J-TRAC)と3次元動特性解析コードSKETCH-Nを並列計算用ソフトウェアPVM(Parallel Virtual Machine)で結合したものである。TRACK/SKETCHコードの性能評価を目的として、国際標準問題(OECD/NEACRPPWR)の解析を行った。この標準問題は、PWRの制御棒引抜事故で、3次元炉心の核熱水力数値計算を目的としたものである。解析では粗メッシュモデルを用いたが、解析結果は、参照値(PANTHERコードの解析結果)と良く一致した。これは、TRAC/SKETCHコードの高い予備精度による結果である。

Hybrid particle-in-cell simulation,the absorption and ionization dynamics of an overdense plasma heated by subpicosecond pulse laser

Zhidkov, A.*; 佐々木 明

Inst. Phys. Conf. Ser., (159), p.407 - 410, 1999/00

クーロン散乱をランジュバン方程式を用いて計算する手法と、非平衡状態にあるプラズマの電離度を平均イオンモデルで計算する手法とを組合せた、1次元ハイブリッド電磁粒子シミュレーション(PICコード)を開発した。オーバーデンスプラズマによる、任意の偏光方向の強度10W/cm以下のサブピコ秒レーザーパルスを対象として、プラズマの電離の効果を考慮して吸収過程の計算を行った。s偏向のレーザーパルスでターゲットを照射した場合の熱流と電離ダイナミクスの時間発展は、フォッカープランクシミュレーションの結果と一致した。p偏向のレーザー光を照射した場合についても、計算結果はプラズマのスケール長に対する吸収率の挙動をよく再現することがわかった。

Analysis of pressure transient during ingress-of-coolant event in fusion reactor with TRAC-code

高瀬 和之; 功刀 資彰*; 秋本 肇

Proc. of 6th Int. Conf. on Nucl. Eng. (CD-ROM), 12 Pages, 1998/00

核融合炉の真空容器内冷却材侵入事象(ICE)をスケールモデルで模擬したICE予備実験の結果から、圧力上昇過程の支配因子は、(1)加熱面に衝突した水の沸騰、(2)容器内部に蓄積した水の沸騰及び(3)水侵入時のフラッシング蒸発であることがわかった。そこで、熱流動解析コードTRAC-PF1を使って圧力上昇挙動を数値的に検証した。TRACコードによる感度計算の結果、ICE時の圧力上昇過程を数値的に十分予測できることがわかった。同時に、予測精度の向上には、真空容器内に侵入した水の飛散分布及び水と接する容器内伝熱面積を正確に把握する必要があることを明らかにした。

Benchmarking of the NBI block in ASTRA code versus the OFMC calculations

A.Polevoi*; 白井 浩; 滝塚 知典

JAERI-Data/Code 97-014, 14 Pages, 1997/03

JAERI-Data-Code-97-014.pdf:0.65MB

1.5次元ASTRAコードの中性粒子入射(NBI)部について、中性ビームの吸収、一次軌道解析及び高速イオンの減速を中心に記述する。JT-60Uの実験パラメータを用いて、ASTRAコードとOFMC計算とのベンチマーク検査を行った。このベンチマークの結果から、ASTRAコードのNBI部は十分な正確さで吸収入力パワーと駆動電流を計算できることが判明した。高エネルギー粒子に関するリップル損失と多段階原子過程を考慮することにより、JT-60U実験におけるリップル磁場中の垂直NB入射及び負ビームの接線入射について共に計算可能となった。ASTRAコードは、MHD平衡とプラズマパラメータを無矛盾的に高速計算するので、JT-60U実験の実験解析や輸送シミュレーションに非常に有効である。

Experimental analysis of aerosol behaviors in primary piping with ART code during severe accident

日高 昭秀; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 佐藤 治志; 吉野 丈人*; 杉本 純

Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents, 0, p.577 - 587, 1996/00

シビアアクシデント時の原子炉冷却系内におけるCsIの沈着挙動を調べるために、小規模配管を用いたWAVE実験を実施し、結果を3次元熱流動解析コードSPRAC及びFPエアロゾル挙動解析コードARTを用いて解析した。実験では、配管内沈着量分布に強い非等方性が見られた。ARTによる解析では、配管軸方向に加えて配管断面を5つに細分割し、SPRACで計算された詳細な熱流動条件をそれらに与えることにより実験結果を適切に再現した。CsIの主な沈着機構は熱泳動または凝縮であることから、配管内のCsIの挙動を精度良く予測するためには、配管内の平均的な熱流動条件を用いる従来の手法では不十分で、配管断面内の3次元的な熱流動条件も考慮する必要があることを明らかにした。また、局所的なFPが沈着すると崩壊熱により再蒸発量が増大することから、ソースターム計算においても配管内の詳細な熱流動を考慮する必要性を指摘した。