MVP-BURNを用いた軸方向詳細モデルによるHTTRの燃焼特性解析

池田 礼治*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男; 藤本 望*

JAEA-Technology 2021-015, 32 Pages, 2021/09

JAEA-Technology-2021-015.pdf:2.74MB

MVP-BURNを用いてHTTR炉心の燃焼計算を行い、炉内温度分布を考慮した場合の影響とタリー領域分割を細分化した場合の影響を調べた。この結果、炉内温度分布を考慮した場合については、実効増倍率や主要核種密度に大きな影響がなかったこと、燃料ブロックごとの局所なU, Pu及びBの物質量が最大で約6%、約8%及び約30%の差が生じたことが明らかとなった。また、タリー領域分割を細分化した場合については、実効増倍率への影響が0.6%k/k以下と小さかったこと、黒鉛反射体の効果も含めた物質量の詳細分布、従来の計算より燃焼挙動を詳細に評価できることが明らかとなった。

The Effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 cladding tube under transient-heating conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1758 - 1765, 2016/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2016.1158671

In order to investigate the effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 (Zry-4) cladding tube, laboratory-scale experiments on non-irradiated Zry-4 cladding tube specimens were performed under transient-heating conditions which simulate loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions by using an external heating method, and the data obtained were compared to those from a previous study where an internal heating method was used. The maximum circumferential strains (s) of the cladding tube specimens were firstly divided by the engineering hoop stress (). The divided maximum circumferential strains, s, of the previous study, which used the internal heating method, were then corrected based on the azimuthal temperature difference (ATD) in the cladding tube specimen. The s for the external heating method which was used in this study agreed fairly well with the corrected s obtained in the previous study which employed the internal heating method in the burst temperature range below 1200 K. Also, the area of rupture opening tended to increase with increasing of the value which is defined as multiplied by . From the results obtained in this study, it was suggested that and the size of rupture opening of a cladding tube under LOCA-simulated conditions can be estimated mainly by using , and ATD in the cladding tube specimen, irrespective of heating methods.

Development of 3-dimensional capsule temperature calculation program using FEM (NISA Code)

飛田 正浩*; 松井 義典

KAERI/GP-195/2002, p.87 - 95, 2002/00

材料試験炉部では、JMTRでの照射試験における試料温度の制御と評価の制度を向上させるため、キャプセルの設計に際し、照射試料及びキャプセル構造材内部の詳細な温度分布評価を3次元有限要素法コードNISA(Numerically Integrated elements for System Analysis)を用いて実施している。同コードを照射キャプセル設計に応用するにあたり、キャプセル構造及び解析条件等のデータ入力が容易になるよう種々の支援サブプログラムを開発した。これらのサブプログラムにより、キャプセルの設計時に従来の一次元温度評価では不可能だった試料ごとの詳しい温度評価が可能になっただけでなく、照射時の熱電対指示値に基づいてキャプセル内部の3次元的温度分布の評価もできるようになり、照射研究におけるデータの信頼性向上に役立っている。

Temperature distributions in a tokamak vacuum vessel of fusion reactor after the loss-of-vacuum events occurred

高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰

Fusion Engineering and Design, 42, p.83 - 88, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(97)00186-5

国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究のうち、真空境界破断事象時に真空容器の破断口部に生じる置換流挙動を定量化するために真空境界破断事象予備実験を行っている。筆者らはすでに常温下における実験の結果から、真空容器に設けられた破断口数及び破断口位置が真空容器内の置換量に与える影響を明らかにした。今回は、真空容器を200Cに加熱した条件の基で真空境界が破断した場合の真空容器内の温度分布を定量的に調べ、その結果をもとに真空容器内の流動挙動を評価した。本研究の結果、破断口が1つの場合は破断口位置に応じて破断口部に対向流または成層流が形成され、破断口が2つの場合は同様に破断口位置に応じて一方向流または二方向流が形成されることが真空容器内温度分布の測定結果から明らかになった。

Experimental and numerical studies on heat transfer and fluid flow characteristics in a vacuum vessel of fusion reactor after the loss-of-vacuum-events occurred

高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰

Proc. of Int. Topical Meetig on Advanced Reactors Safety, 2, p.1268 - 1275, 1997/00

国際熱核融合実験炉(ITER)のトカマク型真空容器をスケールモデルで模擬した予備実験装置を使って、核融合炉の真空境界破断事象(LOVA)時における伝熱流動特性を定量的に調べた。実験では作動流体に空気とヘリウムガスを用い、真空容器内部を最高200Cに加熱下条件で模擬破断口を開口して真空容器内の置換量及び温度分布の変化を測定した。この結果をもとに、LOVA時の真空容器内の置換流挙動を明らかにした。また、LOVA発生後の真空容器内の温度分布を数値解析的に評価した。解析結果は実験結果を比較的よく予測できたが、LOVA発生直後の過渡領域における数値予測は困難であった。今後は過渡時の置換流挙動を予測できる数値モデルを検討する。

Thermal fluid flow analysis in downcomer of JAERI passive safety light water reactor (JPSR)

国井 克彦; 岩村 公道; 村尾 良夫

Prog. Nucl. Energy, 29(SUPPL), p.405 - 412, 1995/00

受動的余熱除去系の予備設計では、ダウンカマ全域に流入冷水が到り、所要の自然循環駆動力が確保されることになっている。ダウンカマは鉛直方向及び円周方向に長い環状流路であるため、特に循環駆動力が強制循環流動の場合のように大きくない自然循環流動の場合には、ダウンカマ内で熱流動分布が生じ易く所要の循環駆動力及び循環流動が確保できない可能性が考えられる。本研究では、ダウンカマの全域に流入冷水を到らせる流下熱流動均一化法(バッフル板を使用)について、循環駆動力及び熱流動分布を評価することにより解析検討した。その結果、設定した流入量条件のもとで、ダウンカマの流入口付近に熱流動均一化用バッフルを取り付けることにより、自然循環駆動力は増加しないが、ダウンカマ内の流況を大きな偏流が発生しないように制御可能なことがわかった。

高温高圧ボイルオフ条件下における炉心ボイド率分布; 小型定常二相流試験装置(TPTF)を用いた実験的研究

近藤 昌也; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 安濃田 良成; 久木田 豊

JAERI-M 93-200, 56 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-200.pdf:1.85MB

原子炉事故時の炉心冷却性能を予測するには、ボイルオフ条件下における炉心ボイド率の予測が重要である。本研究では小型定常二相流試験装置(TPTF)を用いて高温高圧条件下でボイルオフ実験を実施し、その実験結果を用いて既存のボイド率相関式及びモデルの適用性を評価した。実験はPWR1717型燃料集合体及びさらに稠密な炉心形状を模擬した試験部を使用した。その結果、1)Chexal-Lelloucheのモデルが最も良い予測を与えるが、高圧下では過小評価する傾向を示した,2)稠密型燃料集合体に対する予測性能はPWR型の燃料集合体に対する予測性能に比べて大きな相違は見られなかった。,3)ガンマ線型密度計と差圧計によるボイド率を比較したところ、ガンマ線型密度計によるボイド率が差圧計によるボイド率に比べて大きいという実験結果が得られたが、これは径方向ボイド率分布が平坦でないことに起因することが明らかになった。

Angular distribution of gadolinium vapor produced by electron beam heating

西村 昭彦; 蕪木 英雄; 大場 弘則; 柴田 猛順

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(3), p.270 - 273, 1993/03

https://doi.org/10.3327/jnst.30.270

加速電圧20kVの直進型電子ビームを中心軸から30度の角度でるつぼ内のガドリニウムに照射し、高密度原子蒸気を発生させた。蒸発面上部に設置した蒸気トラップ板に取り付けられた48枚の金属プレートへの蒸着による重量増加を秤量し、蒸気の角度分布を測定した。蒸気の中心軸に対してほぼ対称な蒸着分布が得られた。この蒸着分布をcos分布に最小自乗フィッティングして、角度分布の広がりを決めるパラメータnを求めた。蒸発が少ない状態ではnの値はほぼ1であるが、蒸発量の増加とともにnの値は増加し約5程度で飽和する傾向を示した。また、蒸着速度から蒸発面でのクヌーセン数の逆数の関係を求めた。この関係は直接シミュレーションモンテカルロ法による計算結果と良い一致を示した。従って、ここでのシミュレーションにより、電子銃加熱蒸発させた蒸気の角度分布を予測できることが明らかとなった。

Thermal and hydraulic design for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 新藤 隆一; 数土 幸夫

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.304 - 311, 1990/09

本報は、HTTRの熱流力設計手法、評価結果等についてまとめたものである。熱流力設計においては、核計算から得られた出力分布及びフルエンス分布に基づいて、HTTRの炉心構造、燃料等に関連したR&D結果を考慮し、炉内流量配分、燃料温度分布を評価する。原子炉出口温度950Cの高温試験運転において、炉心有効流量88%、燃料最高温度1495Cが得られた。

SRACコードシステムなによるJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心の核特性に関するベンチマーク計算

有金 賢次

JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04

JAERI-M-87-063.pdf:3.46MB

JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよびXeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。