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頼経 勉; 石田 紀久
JAERI-Research 2001-053, 45 Pages, 2001/12
JAERI-Research-2001-053.pdf:1.77MB
原研では、海洋研究のニーズ調査をもとに海中調査船用超小型原子炉(DRX,SCR)の設計検討を行ってきた。これらは一次系には自己加圧,自然循環方式を採用しており、炉心出口の流体は、低クオリティの二相流であるため運転条件によっては密度波振動を発生する可能性がある。また、舶用炉特有の船体動揺があるため、一次系循環流は直接この影響を受ける。本原子炉の安定した運転を確保するため、船体動揺を模擬できるよう改良したRETRAN-02/GRAVコードを用いて、船体動揺時の影響及び本原子炉の流動安定性について解析的に調べた。この結果、船体動揺時においてもDRX及びSCRの安定な運転が可能であるということを確認するとともに、DRXにおいて流動不安定の原因となる自励振動の発生領域を得、定格運転状態は十分安定な領域にあることを確認した。
大久保 努; X.Jiang*; 新谷 文将; 落合 政昭
JAERI-Research 98-042, 49 Pages, 1998/08
JAERI-Research-98-042.pdf:1.58MB
原研型受動安全炉(JPSR)の定常時及びポンプトリップ事象時の熱的な裕度を評価するため、COBRA-IV-I及びRETRAN-02/Mod3コードを用いた解析を実施した。定常時において、流体混合係数等のパラメータに関する感度解析を実施した。過渡解析に対しては、主冷却水ポンプの慣性等のパラメータに関する感度解析を実施した。計算結果によれば、定常時には大きな熱的裕度が有るが、ポンプトリップ時に対しては、炉心入口での流量低下が速いことにより、最小DNBRが非常に小さな値になる。この熱的裕度を増加させるためには、主冷却水ポンプの慣性を増加させる設計とすることが最も効果的であることを明らかにするとともに、本過渡変化における最小DNBRを増加させる方策に関する提案を行っている。
新谷 文将; 村尾 良夫; 岩村 公道
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(10), p.1039 - 1046, 1995/10
被引用回数：5 パーセンタイル：49.5(Nuclear Science & Technology)受動的安全炉JPSRの設計研究の一環として、同炉に設置するキャンドポンプの慣性モーメントを決定するために、DNB発生の観点から最も厳しい冷却材流量喪失事故をRETRANコードを用いて解析した。解析の結果、DNB発生限界を密度反応度係数とポンプ慣性モーメントにより関係づけることができ、これより、現在の設計のJPSRでは、慣性モーメントを既存PWRの8%に相当する250kg・m
に設定することにより原子炉スクラムなしでもDNBの発生を回避できることがわかった。また、この条件は内蔵型フライホイールにより実現可能であること、及びJPSRの特徴のひとつである炉心の固有の性質によりスクラム不作動時にはDNBを回避できることがわかった。
石田 紀久; 楠 剛; 落合 政昭; 八尾 敏明*; 井上 公夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(8), p.740 - 751, 1995/08
被引用回数：33 パーセンタイル：93.18(Nuclear Science & Technology)原子力船「むつ」の実験航海において、波浪による船体運動が原子炉に及ぼす影響を調べるための実験が行われた。波に対して追い波、横波及び向い波状態で航行し、プロペラ負荷変動が蒸気流量の変動を介し、原子炉出力に変動をもたらす様子の一連のデータを測定した。この時の蒸気流量の変動から原子炉出力変動までの応答特性を、熱水力解析コードRETRAN-02/GRAにより時間領域で解析した。さらに、周波数解析により、周波数応答関数を求めた。実験から、追い波では出合い波周期が15~20秒と長くなりその結果、原子炉出力が変動し荒海域(有義波高約4m)で、主機タービン回転数を一定にして運転した時には約6%の炉出力変動が得られた。蒸気流量に対し原子炉出力の応答は1次遅れ関数的に変化することが解析から明らかになった。
新谷 文将; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(4), p.339 - 350, 1995/04
被引用回数：3 パーセンタイル：36.75(Nuclear Science & Technology)加圧器逃し弁の作動なしに負荷追従運転ができる高い負荷追従性を持った原子炉概念の実現性と必要な条件を知るために、RETRANコードを用いて、既存の2ループPWRにおける過渡解析を実施した。計算の結果、高い負荷追従性を持った原子炉は、冷却材密度反応度係数を大きくするためにケミカルシムを除去すること、体系の圧縮性を大きくするために加圧器体積を大きくすること及び炉心の線出力密度を低下させることにより実現できることが分った。更に、何ら制御系の作動なしに50%の負荷変動に追従できる原子炉は、加圧器体積を既存2ループPWRの1.5倍にする、反応度係数をケミカルシムのない状態に設定することにより実現できることを示した。また、定格出力の120%に達する過冷却事象に対しても安全であることを示した。
新谷 文将; 平野 雅司; 吉田 一雄; 松本 潔; 横林 正雄; 鴻坂 厚夫
日本原子力学会誌, 34(9), p.879 - 888, 1992/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)1988年3月9日、米国の沸騰水型炉(BWR5)ラサール2号炉で発表した中性子束振動事象に関して、何故振動発生に至ったのか、また、他のBWRと何がどの程度異なっていたために振動発生に至ったのかを明らかにするため、米国電力研究所(EPRI)で開発した過渡解析コードRETRANを用いて、不安定性の発生する領域を同定するための手法を開発し、その適用性を種々の物理量に関する感度解析と振動不安定性の実験の解析を実施する事により検証した。この結果、開発した解析手法は不安定性の発生する領域の同定に適用可能であることが分かった。また、開発した解析手法をイン・フェーズ振動とアウト・オブ・フェーズ振動の不安定境界の包含関係の検討に適用した。この結果、イン・フェーズ振動の境界を得る事ができた。しかし、アウト・オブ・フェーズ振動に関しては、一点近似核動特性モデルを使用したため求める事ができなかった。
新谷 文将; 平野 雅司; 吉田 一雄; 松本 潔; 横林 正雄; 鴻坂 厚夫
日本原子力学会誌, 34(6), p.565 - 575, 1992/06
被引用回数：1 パーセンタイル：17.26(Nuclear Science & Technology)1988年3月9日、米国ラサール2号炉で発生したBWRの中性子束振動事象に関して、何故振動の発生に至ったのか、安定性の観点から出力分布の影響がどの程度であったのかを明らかにするための解析をRETRANコードを用いて実施した。事象の再現解析とラサール2号炉の不安定領域図を作成するための解析からラサール事象に於て自然循環時に炉心入口サブクール度が増大したために炉心の核熱水力状態が不安定になり、中性子束振動に至った事がわかった。出力分布に関する解析では、安定な出力分布として軸方向にサイクル末期の典型的な分布を、径方向に平坦な分布を仮定した場合にはラサール事象と同一なシナリオの過渡事象が発生しても振動には至らず、振動が発生するまでに炉心入口サブクール度で10k程度の余裕がある事が分かった。
石田 紀久; 富合 一夫*
JAERI-M 91-226, 129 Pages, 1992/01
船体運動条件下での原子炉プラント熱水力挙動を解析できるRETRAN-02/GRAVを開発した。RETRAN-02コードはもともと一次元モデルを対象としているが、船体運動による原子炉プラント熱水力挙動への影響として、ヒービング(上下動加速度運動)、ローリング(横揺れ運動)及びピッチング(縦揺れ運動)、ならびに船体定傾斜の組合せが考慮できるよう多次元モデルへの拡張を行った。この改良したコードの機能を、これまで行われたいくつかの実験、すなわち、ヒービング状態での単相及び二相自然循環実験、ローリング状態下での単相自然循環実験、及び定傾斜状態下での単相自然循環実験について解析を行い、十分実験結果を模擬できることを確認した。実機の応用として、船体運動が原子力「むつ」炉に及ぼす影響を把握するために、ヒービング、ローリング及び定傾斜状態でのプラント挙動を解析し、「むつ」実験航海の実験海域の条件選定に役立てた。
新谷 文将; 吉田 一雄; 平野 雅司; 藪下 幸夫*
Nuclear Technology, 93, p.82 - 91, 1991/01
被引用回数：11 パーセンタイル：74.4(Nuclear Science & Technology)1988年3月9日、米国ラサール2号炉(BWR5)で発生した自然循環状態での中性子束振動事象は、同炉の安全解析においてその発生を予測できなかったこと等の理由で注目された。著者らは本事象に関し、1)BWRの自然循環状態での中性子束不安定性の発生領域を明らかにする、2)事象の再現解析を行い事象の理解を深めることを目的とした解析を過渡熱水力解析コードRETRANを用いて実施して来た。本件はこれまでの解析で不十分であった点を考慮した改訂解析の報告である。解析の結果、不安定発生領域図上をラサール2号炉がどのように推移したかを精度良く示すとともに、同事象中炉心入口サブクール度が中性子束振動発生の重要な要因のひとつであることを明確に示した。また、解析で用いた不安定領域を求める手法の妥当性を検討するために行った実験解析により、その妥当性を示した。
石田 紀久; 楠 剛; 田中 義美*; 八尾 敏明*; 井上 公夫*; 落合 政昭; 原子力船「むつ」出力上昇試験プロジェクト
Proc. of the lst JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.521 - 526, 1991/00
原子力船「むつ」の出力上昇試験及び実験航海時の(1)タービントリップ試験、(2)負荷増加試験、(3)前後進切換試験、(4)単ループ運転試験(実施予定)及び船体運動下での定速運転並びにこれらを船体運動を模擬出来る様改良したRETRAN-02/GRAVコードによる解析結果について述べる。「タービントリップ試験」においては、炉出力はトリップ後約3分以後に約20%(基底負荷相当)に整定し、蒸気発生器水位は一旦約7%低下した後に初期水位に戻る。「負荷増加試験」においては、負荷の20%から70%に約2.4%/秒で増加するのにつれて炉出力もこれに追随し、一次系及び二次系とも約10分後に定常状態となる。「前後進切換試験」においては負荷の急変化(70%
20%(50秒)65%)に対し、炉出力及び加圧器圧力等は自動制御系の作動によりこれに追随した。加圧器水位及び蒸気発生器水位が船体運動により変動した。解析はこれらを良く模擬することが出来た。
新谷 文将; 吉田 一雄; 平野 雅司; 藪田 幸久*
EPRI-NP-6949, p.22-1 - 22-23, 1990/08
1988年3月9日、米国イリノイ州にあるLaSalle2号炉(BWR5)で再循環ポンプ2台停止後に続く自然循環状態で中性子束振動事象が発生した。これは加熱沸騰チャンネルでの密度波振動と炉心核特性がカップルした事象でありこれまでにBWRの自然循環状態で、数多く経験されている。本件は、過渡熱水力解析コードであるRETRANを用いて1)、BWRの自然循環状態での出力不安定性の発生条件を明らかにすること、2)事象シミュレーションを行うことを目的として行った解析の報告である。RETRANの計算結果よりIshii/Zuberが提案したものと類似の不安定性マップを作成し、主要パラメータの不安定性に及ぼす定性的な影響を明らかにするとともに、LaSalle事象を精度よく模擬できた。また、RETRANの不安定事象解析への適用性を検討するための実験解析も実施し、良好な結果が得られている。
新谷 文将; 平野 雅司; 吉田 一雄; 松本 潔; 横林 正雄; 鴻坂 厚夫
CSNI-178, p.370 - 384, 1990/00
1988年3月9日、米国ラサール2号炉で発生した自然循環状態下での中性子束振動事象は、許認可時の安定性解析の妥当性等いくつかの課題を提起した。原研ではこの事象に関し、1)どのような経過で事象が推移し振動発生に至ったのか、2)当該事象発生のひとつの要因と言われている炉心内出力分布の大きな歪みの安定性への影響はどの程度か、ということを明らかにするための解析を過渡二相流解析コードRETRANを用いて実施した。解析の結果、1)ラサール事象中、炉心入口サブクール度が増大したため振動が発生したこと、2)通常運転時に得られる典型的な軸方向出力分布及び平坦な径方向出力分布を仮定した場合には、ラサール2号炉より自然循環時において振動発生までに炉心入口サブクール度で約10Kの余裕があることがわかった。
新谷 文将; 吉田 一雄; 平野 雅司; 松本 潔; 横林 正雄; 鴻坂 厚夫
ANS Proc. on 1989 National Heat Transfer Conf., Vol. 4, p.69 - 76, 1989/00
米国LaSalle2号炉で1988年3月9日に発生した中性子束振動事象をRETRANコードを用いて解析した。この事象はこれまでの予想を上回って中性子束振動が発散し、中性子束高の自動スクラムにまで至ったことから重要視されている。このような事象に対しては、どのような運転状態に不安定領域が存在するか、どのような経過で不安定領域へ入ったかを明らかにすることが重要である。本報は、このために行った1)BWRの不安定性の発生する領域を示すマップを作成するための解析、2)事象のシミュレーションの結果の報告である。本解析により、不安定問題に対して時間領域の解析が有効であることを示したと同時に、事故事例の定量的理解を深めることができた。
浅香 英明; 藤木 和男; 小林 健介; 秋元 正幸; 鴻坂 厚夫; 石川 迪夫
日本原子力学会誌, 28(11), p.1045 - 1055, 1986/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)加圧水型軽水炉(PWR)の外部電源喪失時のATWS事象を過渡熱水力解析コードRETRAN-02により解析した。解析の目的は、ATWS時の圧力挙動、炉心熱伝達について調べること、また重要なパラメータである減速材密度反応度フィードバック及び伝熱管露出時の蒸気発生器熱伝達の両者についての感度解析を行ってその影響を評価することである。解析の結果、炉心でDNBが発生すること、過渡変化の比較的初期より1次系内で飽和状態が生じること、自然循環が停滞する場合があり、その際、伝熱管露出部の熱伝達の影響が大きいこと、等が見出された。またRETRAN-02コードのPWR、ATWS事象に対しての適用性は充分あると判断される。
石神 努; 浅香 英明; 小林 健介; 堀井 英雄*; 千葉 猛美*
Source Term Evaluation for Accident Conditions, p.733 - 744, 1986/00
BWR(マークI型格納容器)プラントにおける2つの代表的炉心溶融事故、全交流電源喪失事故(TB')と崩壊熱除去機能喪失事故(TW),をRETRAN02及びMARCH1.0を用いて解析した。炉心露出や格納容器破損など公衆への安全に脅威となる事象の発生時刻を推定するとともに、運転員による回復操作の効果について検討した。 TB'では、直流電源持続時間を7時間とした場合炉心露出開始までの時間が約8時間、格納容器破損までの時間が約13時間と推定される。それまでに交流電源が回復すれば格納容器の健全性を保つことができる。TWでは、格納容器破損までの時間が約26時間と推定される。それまでに残留熱除去系が回復すれば、格納容器並びに炉心の健全性を保つことができる。
井川 博雅; 浅香 英明; 前田 俊哉*; 福地 実*; 藪下 幸久*; 宮本 啓二
JAERI-M 84-218, 157 Pages, 1984/12
本報告書は、JRR-3改造炉の安全性を評価することを目的として行った原子炉の過渡変化と事故の解析について述べたものである。解析項目は、次の6ケースが基本ケースとして選定された。(1)1次冷却材の流量低下(2)2次冷却材の流量低下(3)商用電源喪失(4)1次冷却材流出事故(5)1次冷却材ポンプ軸固着事故(6)2次冷却材ポンプ軸固着事故 これらの基本ケースに加えて、いくつかの感度解析も行った。本解析を通じて、少くとも研究炉に関する解析手法上の有用な知見が得られた。また、JRR-3改造炉は、運転時の異常な過渡変化および事故に関する安全評価基準に対して、十分に余裕があることが判明した。
浅香 英明; 井川 博雅; 前田 俊哉*; 福地 実*; 藪下 幸久*; 宮本 啓二*
JAERI-M 84-217, 97 Pages, 1984/12
本報告書は、研究炉用安全解析コードRETRAN-02/RRの開発について述べたものである。本コードの開発の目的は、研究炉の異常な過渡変化および事故の解析に使用できる信頼性のある多機能な熱水力コードを用意することである。この目的を達成するために、軽水炉用過渡解析コードRETRAN-02を調査し、改良した。主な改良点は、低圧下の数値解法および物理モデルについてである。コード改良の説明に加えて、コードを構成する方程式およびモデルの理論についても説明する。
吉田 一雄
JAERI-M 82-168, 41 Pages, 1982/11
ATWS解析コードの整備の一環として、RETRANコードを用いてBWR型原子炉でのATWS解析を行った。解析の主たる目的は、BWR/ATWS解析におけるRETRANコードの性能評価であり、併せてATWS事象の理解を深めることにある。解析は主蒸気隔離弁閉鎖事故など4ケースのATWS解析を行い、さらにホットチャンネル解析、ギャップ熱伝達モデル等に関する感度解析も行った。解析の結果、RETRANコードはBWR型原子炉の全体的な挙動解析には適したコードであることがわかった。また、炉心出力上昇に伴うペレットの温度上昇に着目する場合、ペレットと被覆管の間のギャップ熱伝達モデルが重要であるが、このモデルがRETRANにはないので組込むべきである。またATWSの事象の理解の面から見て、BWR型原子炉では再循環ポンプトリップがATWS事故の収束あるいは軽減の要因であることがわかった。
横林 正雄
JAERI-M 82-064, 61 Pages, 1982/06
本報告書はPWRプラントの動特性解析コードPWRDYNの解析モデルと計算例について述べたものである。本解析コード開発の目的は、運転モードの変更時の過渡解析、制御系統の特性の評価等比較的小幅な外乱に対する過渡応答の評価解析に用いることである。本解析コードの特徴は(1)主冷却ループは一ループで代表させる(2)一次冷却水の沸騰はないとする(3)蒸気発生器二次側のモデルは加熱管領域を一次元で取扱い、二次冷却水の自然循環流量は連続として取扱う(4)主要な制御系は取入れている。の4つである。本解析コードを用いてRETRANコードと小幅変動について計算結果を比較したところ良好な結果が得られた。また計算時間が実時間の約1/7と短いところ等を考慮して十分実用性のあることが確認された。
藤木 和男; 浅香 英明
JAERI-M 9398, 147 Pages, 1981/03
原研安全解析部原子炉データ解析室で実施された、原子力船「むつ」原子炉の過渡変化解析(安全評価解析)の結果について記述したものであり、日本原子力船開発事業団の了承を得て発表するものである。解析項目は、「1次冷却材流量の部分喪失」他計8項目で、そのほとんどは、いわゆるOperational Transientに属するものである。解析の目的は「むつ」原子炉の安全性を証明すると同時にRETRANその他のコードによる軽水炉過渡解析上の手法を確立することである。TMI事故以来、原子力プラントの各種過渡解析の重要性が認識されているが、本解析を通じて少なくともPWRに関する解析手法上有用な知見が得られた。解析結果によれば、8項目の過渡変化においては1次系圧力は139.4kg/cmG以下、また最小DNBRは2.06以上で安全評価上の基準値に対して十分な余裕のあることが示された。
