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太田 宏一*; 尾形 孝成*; 山野 秀将; 二神 敏; 島田 貞衣*; 山田 由美*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
The experimental analyses of the U-Pu-Zr fuel pin behavior during transient overpower (TOP) tests were performed by CANIS, and the residual cladding wall thickness and molten region of the fuel alloy after the tests, and the reactivity inserted by molten fuel extrusion before the fuel pin failure were compared with the experimental results. On the basis of these analysis results, detailed calculation models were developed for and implemented into CANIS to be made it possible to consider changes in the local properties of the fuel alloys due to redistribution of fuel constituents during steady-state irradiation and in the cladding thinning rate depending on the fuel-cladding interface temperature. The modified CANIS properly predicted fuel behavior and resulting reactivity changes before fuel pin failure in TOP events.
吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021601_1 - 021601_9, 2023/04
高速炉の固有安全として知られているものの1つとして、炉心が径方向に膨張することにより自動で添加されるフィードバック反応度がある。プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれた炉心支持板反応度評価手法の妥当性確認のため、高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R及びBOP-301試験)のベンチマーク解析を実施し、実測データとの比較から、フィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。
北野 彰洋; 中島 健*
Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1205 - 1210, 2018/04
フィードバック反応度は、高速炉炉心設計において考慮され、特に出力係数が負になることが重要であり、実機運転においても確認することが必須となっている。もんじゅで実施されたフィードバック反応度測定試験では、ゼロ出力臨界状態で正の反応度を投入し、フィードバック反応度により安定状態となるまでのプラントデータを採取した。得られたデータに基づきフィードバック反応度係数の評価が実施されているが、これまでの評価では、臨界点における原子炉出力及び原子炉入口温度に着目した評価手法であったため、1回の試験取得できるデータが2点に限定されていた。既存の臨界点での評価では3回の試験データを使用したため、3日間の期間が必要であった。本研究では、逆動特性を適用し、1回の試験結果でフィードバック反応度を評価する手法を考案し、実機への適用性を確認した。
高松 邦吉; 中川 繁昭
日本原子力学会和文論文誌, 5(1), p.45 - 56, 2006/03
高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850
C/高温試験運転950C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するため、HTTRでは反応度投入事象として制御棒引抜き試験を実施している。従来の解析モデルを用いた1点炉近似による動特性解析では、制御棒引抜き事象を十分再現できないことが明らかになっている。本研究において、新たに領域別温度係数を用いて解析を行った結果、試験時の実測値を正確に再現することができ、高温ガス炉の動特性解析手法を高度化することができた。
井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), 16 Pages, 2003/10
BWR炉心では、核動特性と熱水力特性は常に相互に影響し合い、これを核熱結合と呼ぶ。従来は、炉外での核熱結合模擬は困難であった。これは、主として核動特性のリアルタイム模擬と高温・高圧でのボイド率のリアルタイム計測が困難であったことによる。著者らは、核動特性のリアルタイム模擬の手法を提案するとともに、リアルタイム計測が可能なボイド率計測手法を確立し、炉外での核熱結合模擬に成功した。この模擬手法を用いて、核熱結合条件でのチャンネル安定性データをTHYNCにより取得した。実験は、圧力2-7MPa,サブクーリング10-40K,質量流束270-667kg/m
sの範囲で行った。THYNCデータでは、核熱結合効果により、チャンネル安定限界は低下した。今回のTHYNC実験では実機の場合よりも核熱結合の影響が顕著となる条件設定であったが、非核熱結合条件の場合に比べて安定限界低下率は、圧力7MPaで10%以内であった。
中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 3, p.1286 - 1292, 1999/00
核分裂性溶液の臨界事故時の収束機構を調べるために、TRACY超臨界実験時の反応度フィードバック変化を評価した。添加反応度0.3~2.9$の実験における出力変化の測定値から、逆解析法を用いて、全フィードバック反応度を計算した。温度フィードバック効果は、エネルギーの測定値と経験的に定めた反応度温度係数を用いて評価した。これにより、放射線分解ガスボイドの反応度効果は、全反応度と温度フィードバック反応度の差として求まる。第1出力パルスにおける反応度フィードバックの内訳を調べた結果、添加反応度1.5$以下の実験では、出力ピークにおけるボイド反応度効果は無視できる程小さいことがわかった。一方、パルス終了時では、添加反応度0.5$以上の実験において、ボイド効果が主となっている。
optimal filter with a nonlinear term鈴木 勝男; 渡辺 光一
Nuclear Technology, 113, p.145 - 154, 1996/02
被引用回数：4 パーセンタイル：39.38(Nuclear Science & Technology)非線形フィードバック項を付加したH最適フィルタを非線形原子炉の動的反応度の推定問題に適用した。H最適フィルタは線形動的モデルと仮想的信号で駆動される反応度状態方程式を組合せたモデルに基づいて設計した。数値シミュレーションの結果から、比較的大きな反応度外乱のもとで、非線形原子炉の動的反応度を良好に推定できることが明らかとなった。
中島 健; 大西 信秋
JAERI-M 85-212, 56 Pages, 1986/01
溶液燃料体系の動特性コードAGNES(Accidentally Generated Nuclear Excursion Simulation code)を開発した。本コードでは反応度フィードバックとして放射線分解ガスポイドの効果を考膚している。本報では放射緑分解ガスポイドモデルの概要とAGNESコードの概要および使用法について述べた。また、溶液燃料を用いた原子炉の過渡実験のベンチマーク計算により、本コードの計算結果が実験結果と良く一致することを示した。
