Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
稲葉 良知; 井坂 和義; 柴田 大受
JAEA-Data/Code 2017-002, 74 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2017-002.pdf:2.36MB
高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において燃料最高温度は、炉心の形状や仕様、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本報告書では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、特長(HTTR設計コードからの改良点)、コード構成、使用方法及びFTCCによる検証計算の結果について示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。また、FTCCを用いて、工学的安全係数及び燃料冷却形態の違いが燃料最高温度の低減化に与える効果について調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。
稲葉 良知; 西原 哲夫
Annals of Nuclear Energy, 101, p.383 - 389, 2017/03
被引用回数：7 パーセンタイル：56.46(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において、燃料最高温度は、熱出力、炉心形状、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本論文では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、HTTR設計コードからの改良点及びFTCCによる検証計算の結果を示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。加えて、燃料最高温度の低減化に与える燃料冷却形態の効果を、FTCCを使って調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。
高田 英治*; 中川 繁昭; 藤本 望; 栃尾 大輔
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.37 - 43, 2004/10
被引用回数：13 パーセンタイル：63.86(Nuclear Science & Technology)HTTRの炉心熱流力設計では、燃料最高温度の評価を行っている。設計では、炉内における冷却材の流量配分と燃料温度を評価するにあたり、熱伝達率や圧力損失係数の相関式について、モックアップ装置を用いた実験データに基づいたものが採用された。また、燃料最高温度を安全側に評価するため、工学的安全係数の評価も行われた。熱流力設計の結果、冷却材の炉心有効流量は88%、燃料最高温度は1492
Cと評価され、通常運転時の制限温度である1495Cを満足することが確認された。さらに、異常時の燃料最高温度は1600Cの制限を超えないことが確認された。一方、HTTRの運転データに基づいて、解析条件や工学的安全係数の見直しを行ったところ、燃料最高温度の評価結果は1463Cとなり、炉心熱流力設計が適切に実施されていたことを確認することができた。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
久語 輝彦; 中川 正幸
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(4), p.332 - 343, 1999/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原子炉設計では、設計変数の最適な値を決定するため、多数回のパラメータサーベイ計算を要し、通常、多大な計算時間が費やされる。この作業を支援するため、設計窓、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得る手法を開発し、核及び熱水力設計分野に応用した。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本手法を高転換型水炉の設計に適用し、ネットワーク構造及び教師データ個数が設計窓の推定精度に与える影響を調べ、本手法の原子炉炉心設計における信頼性及び有効性を評価した。その結果、必要に応じて4層構造を用いて過学習を避ければ、安定的に精度よく設計窓を決定できることを示した。
村尾 良夫
日本原子力学会誌, 37(9), p.784 - 787, 1995/00
将来、原子力エネルギーを発展途上国を含む多くの国で安全に利用するためには、現行のものより格段に、運転・保守が容易であり、かつ、安全性、経済性に優れた原子炉が要求されるようになると予想される。そのため、安全設備のみならず、原子炉概念そのものを見直す必要がある。JPSRは、真水を減速材とする軽水炉が有する高い固有出力抑制能力を活かすとともに、受動的に作動する安全設備を採用することにより、ほぼ完全な受動的安全性を実現している。これによって、安全性の大幅な向上を図るとともに、簡素化されたシステムを実現させている。この概念について説明し、作動原理とシステム概念を明らかにしている。
村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Enginering (ICONE), Vol. 2, 0, p.723 - 728, 1995/00
運転保守の容易化と安全性の向上を目ざした受動的安全炉概念JPSRが原研で開発された。システムは極めて簡素化されている。これは、原子炉の除熱が物理的に原子炉の発熱とバランスするようになっており、なおかつ、その間の冷却材の体積変化も小さくなっているためである。そのため、制御系、化学体積制御系が大幅に簡素化できた。構造的には、貫流型蒸気発生器、キャンドポンプ、圧力容器内蔵型制御棒駆動機構の採用、ほう酸濃度制御(ケミカルシム)の削除により実現した。新方式の受動的安全設備とMS-600に採用された蓄圧注入タンクを採用することにり、冷却材喪失事故に対しては、少数の弁の開放により、その他の事故に対しては、完全に受動的に原子炉の安全性を確保することを解析的に確認した。
村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 奥村 啓介
Transactions of the American Nuclear Society, 71, p.527 - 529, 1995/00
原研では、原子炉の運転保守のために質の高いマンパワーをできるだけ必要としない受動的安全炉概念JPSRの開発を進めている。本論文では、受動的余熱除去系の改良、均圧型受動的冷却材注入系のための炉心補給水タンクの機能についての解析、主冷却材循環ポンプとしてのキャンドポンプの慣性の決定のための解析、並びに、均圧型受動的冷却材注入系の現象論的理解のための実験について述べる。受動的余熱除去系は、一次系の余熱を一時大容量の水プールに蓄え、小容量の放熱系で除熱する方式とした。また、このプールを圧力抑制、格納容器空気冷却、常用系の冷熱源として供用する設計とした。また、大破断冷却材喪失時の炉心補給水タンクの機能、並びに、ポンプの慣性を十分小さくできることの確認を行うとともに、炉心補給水タンク周りの現象を明らかにした。
久語 輝彦; 藤井 貞夫*; 中川 正幸
JAERI-Data/Code 94-001, 187 Pages, 1994/08
JAERI-Data-Code-94-001.pdf:7.51MB
新型炉炉心の概念設計の支援を目的として、簡便かつ効率的に熱流力分野の設計及び評価のできる炉心熱流力設計モジュールを開発した。本モジュールは知的原子炉設計システムIRDSに組み込まれる。利点として、各種の炉型が扱えること、炉型や設計内容に応じて4つの熱流力・燃料挙動解析コードを内蔵していること、概念の変更に柔軟に対応できること、容易に結果の判断ができるように分かりやすい形式で結果を提示できること等の機能を有している。本モジュールは、エンジニアリングワークステーション上での実行を前提とし、入出力処理に関するマンマシンインターフェースを充実させている。更に、効率的な設計支援を目的として、知識工学的手法を用いて、任意の2設計変数に関する設計成立範囲(設計ウィンドウ)探索機能を内蔵している。本報告書は、モジュールの構成、操作方法、解析に必要な入力変数の解説等を記したものである。
M.A.Lucatero*; 神永 雅紀
JAERI-M 94-006, 38 Pages, 1994/02
MEX-15は、メキシコ国立原子力研究所(ININ)が建設を計画している熱出力15MWの軽水減速・冷却、黒鉛反射体付きのプール型研究炉である。燃料としては、ウラン濃縮度19.75%のU
O
-Alを燃料芯材としたMTR型の板状燃料が使用される予定である。本報告書は、多目的研究炉MEX-15の熱水力概念設計について述べたものであり、強制循環冷却及び自然循環冷却の2つのモードについて検討した。熱水力解析結果から、定格出力15MW、炉心入口圧力1.43kg/cm
、炉心入口温度35Cの強制循環冷却時において、標準型燃料要素に対する最適冷却材流速は約5.6m/sであり、その時の沸騰開始(ONB)温度に対する余裕は約17C、最小DNBRは2.58であることが明らかとなった。また、自然循環冷却時には、熱出力約300kWまで炉心のいかなる場所でも沸騰をおこさないで運転可能なことが明らかとなった。本解析結果は、MEX-15の暫定的な技術的仕様の作成に用いられる。
村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 奥村 啓介
10th Proc. of Nuclear Thermal Hydraulics, 0, p.3 - 12, 1994/00
原研では、原子炉の運転保守のために質の高いマンパワーをできるだけ必要としない受動的安全炉概念JPSRの開発を進めている。本論文では、受動的余熱除去系の改良、均圧型受動的冷却材注入系のための炉心補給水タンクの機能についての解析、主冷却材循環ポンプとしてのキャンドポンプの慣性の決定のための解析、並びに、均圧型受動的冷却材注入系の現象論的理解のための実験について述べる。受動的余熱除去系は、一次系の余熱を一時大容量の水プールに蓄え、小容量の放熱系で除熱する方式とした。また、このプールを圧力抑制、格納容器空気冷却、常用系の冷熱源として供用する設計とした。また、大破断冷却材喪失時の炉心補給水タンクの機能、並びに、ポンプの慣性を十分小さくできることの確認を行うとともに、炉心補給水タンク周りの現象を明らかにした。
中川 正幸; 藤井 貞夫*; 宇野 昌嘉*; 小川 博志*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(11), p.1116 - 1119, 1992/11
原子炉の炉心設計においては設計目標及び設計基準を満たす設計パラメータのセットを見つけるためには、各設計分野で多くのパラメータ計算を必要とし、且つ繰り返しが必要となる。デザインウィンドウを書くことにより設計者はよりこの様なパラメータを見付け易くなるが、なお且つ従来の方法では手間がかかる。ここではA.I.技術を用いて自動的にデザインウィンドウを探索する方法を考案し、例として熱流力設計に応用した。まず設計条件を満足するパラメータを見付けた後、設計成立範囲を探索して行く。この手法にはLISPで書かれた知識ベース、推論エンジン、パラメーターチェンジャーなどのプログラムが用いられ、専門家の知識が大巾に生きる様にシステムを作った。高転換軽水炉を例とした結果では、従来の手法による結果と大へん近い結果をEWSで15分の計算で得ることが出来た。
功刀 資彰; M.Z.Hasan*
Fusion Technology, 19, p.1024 - 1029, 1991/05
核融合炉のプラズマ対向機器としては、第1壁、リミッタ及びダイバータがある。従って、これらの機器の冷却材流路はプラズマ対向面で熱放射による加熱を受ける。冷却材流路が円形の場合、この熱流束は周方向に不均一な分布となり、境膜温度差や流体内温度分布に大きな影響を与える。本報では、不均一加熱下での熱伝達率(Nu)分布と助走区間の影響について述べる。MHD効果について検討するため、電気伝導性は有するが磁場を考慮しない液体金属流れの場合についても述べる。MHD効果については第2報で述べる。流れは完全に発達した層流を仮定した。表面での不均一加熱のため、最大加熱点での熱伝達率は40%まで減少した。また、不均一加熱により助走区間が2倍以上増加した。
M.Z.Hasan*; 功刀 資彰
Fusion Technology, 19, p.1030 - 1035, 1991/05
核融合炉のプラズマ対向機器としては、第1壁、リミタ及びダイバータがある。これらの機器はプラズマ対向面で熱放射による加熱を受ける。冷却材流路が円形の場合、この熱流束は周方向に不均一となる。また、流路に直交する磁場の存在は、電気伝導性流体を冷却材に用いた場合、流速分布を平坦化させ、これもまた、周方向への温度不均一をもたらす。これら2つの不均一性(熱流束とMHD効果)は境膜温度差及び流体温度分布に影響を与える。本報では、Nu数の変化、Ha数による助走区間の変化及び表面熱流体の変化による影響について述べる。磁場の無い場合の流体金属熱伝達については第1報に述べる。熱流束と速度分布の周方向分布は、従来の定義に基づくNu数に対して負値を与えた。また、均一熱流束時に比べて60%のNu数の減少を示した。さらに、助走区間についても均一加熱時よりも2倍以上の増加を示した。
斎藤 伸三; 数土 幸夫; 田中 利幸; 馬場 治
91-JPGC-NE-16, 8 Pages, 1991/00
1991年3月に建設を開始した高温工学試験研究炉(HTTR)は、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cの高温ガス炉である。HTTRは高温ガス炉技術の確立と高度化、核熱利用技術の実証と高温における先端的基礎研究を目的としている。本報では、HTTRの概要について述べるとともに、原子炉出口冷却材温度950Cを達成するための設計上の考慮と安全上の特徴について述べている。また、建設の現状と将来の運転計画についても述べている。
M.Z.Hasan*; 功刀 資彰
Heat Transfer-Minneapolis,1991 (AIChE Symp. Ser. No. 283), p.67 - 73, 1991/00
核融合炉第1壁及びリミター/ダイバータ板内の冷却流路内の完全発達した層流液体金属流れの温度助走区間及び完全発達時の対流伝熱を3次元非定常熱流体コードCONDIFを用いて数値解析した。冷却材流路壁は絶縁としている。プラズマからの直接熱放射を受ける円形冷却材流路は表面で周方向に熱流束分布を有すると同時に、外部磁場の存在によって電気伝導性を有する冷却材流れはMHD効果を受けることになる。著者らはこれまでに印加熱流束(熱放射)の方向と磁力線の方向が平行の場合について研究してきたが、本報告では主として、熱流束の方向と磁力線の方向が異なる場合について取り扱っている。熱流束の周方向非一様性とMHD効果による熱伝達特性の変化は、両者が平行な場合最も強く現れ、直交する場合最も弱くなる。これらの影響を考慮した場合、如何なる設計検討の余地があるかを逆ピンチ炉(TITAN)を例に考察した。
井川 博雅; 功刀 資彰; 神永 雅紀; 数土 幸夫
JAERI-M 86-093, 66 Pages, 1986/07
本報告書は、3次元熱流体解析コードSTREAMを用いて行なったJRR-3改造炉一次冷却系に設置される
N減衰タンク内の定常状態における流動特性解析についてまとめたものである。Nを効果的に減衰させる為に、タンク内の流体のながれを可能な限り均一にして、かつ、滞留時間を長くする必要が有る。その結果、JRR-3改造炉の遮蔽上の観点から充分満足できる滞留時間を確保できる容器の構造、流路断面積等を決定する事ができた。
神永 雅紀; 井川 博雅; 大河原 正美; 数土 幸夫
JAERI-M 85-071, 65 Pages, 1985/06
本報は、JRR-3改造炉の標準型燃料要素を模擬した燃料要素内の流動特性を、実験を行って調べ、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計において燃料板表面温度算出に用いる、ホット・チャンネル・ファクタのうち工学的因子である標準型燃料要素内のサブチャンネル聞流速分布因子及び流路断面積誤差因子を評価し、その妥当性を検討した結果について述べたものである。実験結果より、サブチャンネル間流速分布因子として1.08、また流路断面積誤差因子として1.17を得た。これらの実験により得られた値は、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計に用いられている。
