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中村 秀夫; Bentaib, A.*; Herranz, L. E.*; Ruyer, P.*; Mascari, F.*; Jacquemain, D.*; Adorni, M.*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10
The WGAMA activity achievements have been published as technical reports, becoming reference materials to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) and severe accidents (SAs). The International Standard Problems (ISPs) and Benchmarks of computer codes have been supported by a huge amount of the databases for the code validation necessary for the reactor safety assessment with accuracy. The paper aims to review and summarize the recent WGAMA outcomes with focus on new advanced reactor applications including small modular reactors (SMRs). Particularly, discussed are applicability of major outcomes in the relevant subjects of passive system, modelling innovation in CFD, severe accident management (SAM) countermeasures, advanced measurement methods and instrumentation, and modelling robustness of safety analysis codes. Although large portions of the outcomes are considered applicable, design-specific subjects may need careful considerations when applied. The WGAMA efforts, experiences and achievements for the safety assessment of operating nuclear power plants including SA will be of great help for the continuous safety improvements required for the advanced reactors including SMRs.
高田 孝; 東 恵美子*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1749 - 1757, 2016/11
被引用回数：5 パーセンタイル：43.41(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所事故以降、外部ハザードに対する原子力発電所のマージン評価が重要となっている。本論文では、外部ハザード発生時のプラント応答を定量的にかつ統計的に評価することを目的に、連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)法をプラント動特性ツールに援用した新たな評価手法を開発した。CMMC法では現在のプラント状態をもとに機器の機能喪失確率を評価し、モンテカルロ法を用いることで様々なプラントシーケンスを個別に評価する。本論文では開発した手法を用い、積雪ハザードにおけるナトリウム冷却高速炉の事象進展を評価した結果について報告する。
鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08
安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。
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。
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。
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。
林 光二; 島崎 潤也; 篠原 慶邦*
SMORN-VII,Symp. on Nuclear Reactor Surveillance and Diagnostics,Vol. 1, 0, P. 3_5, 1995/00
原子力船の動特性と海象、船体運動の影響を研究する目的で「むつ」プラントの炉雑音実験を行った。炉雑音および船体運動信号データを多変数自己回帰モデルにより解析し、原子炉プラントにおける雑音源を探った。その結果、プラント変数に影響を与える主な雑音源は船体の水平方向、特に横方向の揺れであることが確認された。さらに、炉出力に見られる船体運動の影響(出力振動)を幾何学的変換法で得られる抽出成分の解析を通じて評価した。この結果、炉出力振動の振幅は通常の海象条件において約0.15%であり安全性に問題ないと結論された。
島川 佳郎*; 丹治 幹雄*; 中川 繁昭; 藤本 望
Uncertainties in Physics Calculations for Gas Cooled Reactor Cores, p.59 - 66, 1991/00
本報は、高温工学試験研究炉のプラント動特性解析コードASURAの解析モデルと検証についてまとめたものである。ASURAコードは高温工学試験研究炉の原子炉、熱交換器、制御系等をモデル化しており、高温工学試験研究炉のプラント動特性を解析することができる。ASURAコードの検証は、F.S.V.炉の試験結果との比較及び他の動特性解析コードTHYDE-HTGRの解析結果との比較により行い、ASURAコードの妥当性を確認した。
西村 秀夫; 岡本 毅*
31st Annual Meeting Proc. of Nuclear Materials Management,Vol. 19, p.518 - 523, 1990/00
遠心分離濃縮工場に適用すべき基本的な保障措置法については、現存する工場及び当時建設中または計画中のものに関して研究したヘキサパータイト・プロジェクトがあり、頻度限定無通告(LFUA)査察を実施すべきであると結論された。この手法を将来の大型商用濃縮工場に適用することは、当該工場が大きな濃縮能力を有すること及び商業上並びに核不拡散上より多くの機微な情報を有することから十分な研究が必要である。本論文では、申告値を超える高濃縮ウランを生成することが理論的に可能な方法について、モデル工場の遠心分離カスケードをシミュレーションコードCCS-Iを用いて解析し、保障措置が検知すべき異常を示す。合せて、誤警報を発生する可能性のある原因について、正常操業時及び事故事のカスケードの動的振舞いを考慮して検討する。そして、異常を検知し、かつ、誤った判断をしないという観点から保障措置の有効性を評価する。
藤本 望; 中川 繁昭; 露崎 典平; 丹治 幹雄*; 島川 佳郎*; 数土 幸夫
JAERI-M 89-195, 97 Pages, 1989/11
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の動特性解析コードASURAについて、その概要と検証解析についてまとめたものである。ASURAコードはHTTRプラントシステムの制御動特性解析を目的としているため、各種制御系を含めたプラントシステム全体をモデル化している。検証条件は、各種パラメーターサーベイ及びBLOOST-J2コード、THYDE-HTGRコードとのクロスチェック解析を行った。その結果、ASURAコードの特徴及び妥当性が確認された。また、Fort St.Vrain炉での実験データによる3検証も行い、妥当性の確認を行った。
大橋 一孝*; 三竹 晋; 鈴木 勝男; 田沢 勇次郎*
FAPIG, (116), p.11 - 17, 1987/07
原子力プラントの設計のなかでも、プラント安全解析、制御特性解析、熱過度解析等の設計分野において、プラント動特性解析の果たす役割は大きい。著者らは、1983年に高温工学試験研究炉用のプラント動特性解析コードVESPERを開発し、本炉の設計に活用するとともに、合理化設計等に応じるためのコード改良・整備を進めてきた。本稿では、このVESPERコードの内容を紹介するとともに、プラント安全解析と制御特性解析の解析例を示す。
岡田 高志; 三竹 晋; 高野 誠; 大橋 一孝*
JAERI-M 84-170, 127 Pages, 1984/09
多目的高温ガス実験炉プラントの動特性を解析する計算コードICARUS・2に対して、使用されている解析モデル、数値解法および物性値等について示すと共に、各種コンポーネント単位での応答特性および各種事象に対するプラント全体での応答特性も示した。本ICARUS・2コードでは、原子炉、1次および2次ヘリウムループさらに3次ループである水・蒸気系までをモデル化しており、原子炉に対し左右対称に存在するAループおよびBループの2冷却ループをモデル化可能である。また、動特性の解析結果へ比較的大きな影響を与える制御システムについても任意のシステムをモデル化して解析することができる。
朝日 義郎
JAERI-M 82-038, 55 Pages, 1982/04
THYDE-PIは色々な外乱に対する軽水炉プラントの動特性に適用される計算コードである。本報告書は、THYDE-PI(SV02L03)の使用手引書である。インプット規約、定常設定、ジョブの実行、出力仕様について述べてある。
尾熊 律雄; 松原 邦彦; 北村 正晴*
日本原子力学会誌, 18(7), p.408 - 414, 1976/07
実験データをベースにして動特性モデルを作っていく方法、いわゆるシステムの同定手法について、最近の新しい手法を紹介し、原子炉診断技術および炉雑音解析の分野にどう応用していくことができるか、その一端を述べる。また、同定手法の具体的応用例として、JPDR同定実験、解析結果について解説し、得られた経験等も含めて応用上の問題点を指摘する。
照射第2課; 原子炉制御研究室
JAERI-M 5844, 155 Pages, 1974/09
将来の動力炉プラントの計算機制御開発の基礎として、OWL-0の計算機制御化が試みられた。そこでこのシステムに関する設計基準、動特性と制御パラメータ、運転制御ソフトウェア、異常時処置、オンライン特性計算、およびオペレータコンソール機能等について詳述し、さらにシステム信頼度を含めた試験運転の結果とその評価を記し、今後の課題について論じた。
