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福田 航大; 小原 徹*; 須山 賢也
Nuclear Technology, 11 Pages, 2024/00
An application of the boiling water reactor (BWR) to an offshore floating nuclear power plant (OFNP) is discussed in Japan. The BWR-type OFNP has some challenges for practical use, although it has high economic efficiency because of downsizing and simplification. One challenge is understanding reactor kinetics under conditions specific to the marine environment. This study quantitatively clarifies the total and spatial changes in power when the BWR is inclined during regular operation. Therefore, the TRAC/RELAP Advanced Computational Engine (TRACE) and Purdue Advanced Reactor Core Simulator (PARCS) codes were used to perform a three-dimensional neutronics-thermal-hydraulics-coupled transient analysis. The calculation model is based on Peach Bottom II. This study clarifies the changing trend in total and local BWR power by inclination with simplified modeling and conditions. Reasons for such changes are discussed based on changes in several thermal-hydraulic parameters. The difference in BWR power against the inclinations is small. Thus, it was implied that the BWR-type OFNP is expected to have a stable power supply capability during natural disasters. Finally, requires further studies to support the obtained conclusions are discussed.
大釜 和也; 川島 克之*; 大木 繁夫
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
内部ダクト付燃料集合体を採用したJSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の過渡挙動を精緻に評価するため、プラント動特性解析コードHIPRAC用の新たなモデルを開発した。このモデルでは、内側および外側炉心燃料チャンネルを、バンドル内、周辺部および内部ダクト隣接部にわけて、それぞれのチャンネルにおける冷却材再分布および温度を評価できる。バンドル内および周辺部のチャンネルの冷却材温度分布については、過去に実施した
-FLOWによる解析結果との比較により検証した。内部ダクト内の冷却材温度分布は、汎用熱流動解析コードSTAR-CD ver. 3.26により解析した。この結果に基づき、内部ダクト内での水平方向に均一な温度分布を仮定した伝熱モデルをHIPRAC用のモデルとして適用した。750MWe JSFRの低除染TRU含有燃料炉心における反応度係数を評価し、これを用いて、HIPRACコードにより冷却材喪失型事象における過渡挙動を評価した。新旧モデルの解析結果の比較から、詳細な冷却材温度評価により、内部ダクトやラッパ管ギャップなどを含む燃料集合体周辺部の冷却材温度および冷却材フィードバック反応度の過大評価が改善されることが示された。
Liu, W.; 大貫 晃; 玉井 秀定; 秋本 肇
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10
37本燃料棒間ギャップ幅1.0mm定常限界出力試験データを用いて、既存相関式を改良した。全ての37本バンドルデータ(ギャップ幅1.3mm, 1.0mm, データ総数295)に対する計算精度は、標準偏差で7.35%であった。拡張性を評価するため、BAPLデータとも比較した結果、よく一致することを確認した。また、改良式は各パラメータの限界出力への効果をよく評価できることも確認した。改良限界出力相関式をTRACコードに組み込み、異常な過渡事象を解析した。その結果、過渡時のBT判定が定常用限界出力相関式の計算精度の範囲内で評価できることがわかった。
高松 邦吉; 古澤 孝之; 濱本 真平; 中川 繁昭
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 11 Pages, 2004/10
高温工学試験研究炉(HTTR)では、高温ガス炉(HTGRs)固有の安全性の定量的実証を目的とする安全性実証試験が行われている。具体的には炉心冷却材喪失事象として循環機1台または2台停止試験を実施している。この試験により、原子炉出力が安定に所定の状態に落ち着き、炉内構造物の温度変化が緩慢であることを実証する。本研究では、2次元伝熱計算コード(TAC-NCコード)を用い、原子炉出力30%(9MW)からの循環機1台及び2台停止試験の再現解析を行い、実測値と10%の範囲内で一致することを確認した。今後予定している循環機3台停止試験の事前解析では、炉内温度変化が緩慢であることを明らかにした。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*
JAERI-Data/Code 2003-019, 423 Pages, 2003/12
JAERI-Data-Code-2003-019.pdf:17.7MB
FEMAXI-6は、軽水炉燃料のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-Vに対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。特に、熱的解析と力学解析の完全連成化を実施し、高燃焼度燃料における被覆管とペレットの間のギャップサイズやペレット被覆管相互作用などの正確な予測を可能にした。またペレット被覆管ボンディングモデル,FPガスバブルスエリングモデルを導入し、詳細な燃焼計算コードとの連係機能の強化を図った。さらに多くの物性値やパラメータを追加したので、高燃焼度燃料の通常時のみならず過渡時ふるまいの解析にたいする強力なツールとなった。本報告は、FEMAXI-6の設計,基本理論と構造,モデルと数値解法,改良と拡張,採用した物性値,モデルの修正方法などを詳述したものである。同時に、本コードの有効かつ広範な利用を可能とするため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。
仙田 郁夫*; 藤枝 浩文; 閨谷 譲; 多田 栄介; 荘司 昭朗
JAERI-Data/Code 2003-012, 73 Pages, 2003/07
JAERI-Data-Code-2003-012.pdf:3.45MB
トカマク核融合プラズマのシステム応答解析を目的に開発されたSAFALYコードの改訂を行い、コードの解析パラメータについて感度解析を実施した。報告書は2部で構成される。第一部ではプラズマ及びプラズマ対向機器のモデル化,解析パラメータの詳細、及び2001年ITER-FDRの標準的プラズマを用いた解析結果について報告した。本書第二部では、プラズマの初期状態や解析パラメータについての詳細な感度解析の結果を報告する。これらの感度解析の結果は、SAFALYコードを用いた解析結果の妥当性や保守性を検討する際の重要な情報となる。感度解析は、プラズマ初期状態に対する感度解析と解析パラメータに対する感度解析に分けて実施した。プラズマに加わる擾乱として、燃料過剰注入,プラズマ閉じ込め性能改善、及び過剰外部加熱を検討した。はじめに、各擾乱について、プラズマ初期状態に対する感度解析を実施し、擾乱とその擾乱に対して最も大きな出力変動を与える初期状態を求める。次に、SAFALYコードの解析パラメータに関する感度解析として、最大出力変動を与える初期状態を用いて、解析パラメータの変化が結果に与える影響を評価した。
鈴木 元衛
JAERI-Data/Code 2000-030, 280 Pages, 2000/09
JAERI-Data-Code-2000-030.pdf:11.06MB
FEMAXI-Vは軽水炉燃料のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-IV(Ver.2)と高燃料燃料解析コードEXBURN-Iを統合し、多くの機能の追加、改良を実施したバージョンである。本報告は、FEMAXI-Vの設計思想、基本理論と構造、モデルと数値解法、採用した物性値を詳述したものである。FEMAXI-Vでは、高燃焼度対応、過渡沸騰解析、そのほかの拡張と改良がなされた。本報告ではまた、コードの有効かつ広範な利用を可能となるため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。
稲垣 嘉之; 羽田 一彦; 西原 哲夫; 武田 哲明; 日野 竜太郎; 羽賀 勝洋
JAERI-Tech 97-050, 125 Pages, 1997/10
HTTRによる高温核熱利用の有効性の実証を目的として、天然ガスの水蒸気改質による水素製造システムの建設を計画している。本報告書は、炉外技術開発試験装置の運転制御系の構成と解析による試験装置の過渡特性について述べたものである。HTTR接続の水素製造システムでは、システムの起動・停止等の過渡時において、HTTRに外乱を与えない制御系及び運転シーケンスを構築することが重要であった。このことを考慮して、炉外技術開発試験装置では、運転モードを定格時運転モードと異常時運転モードに分類し、各々について運転シーケンスを設定した。定格時運転シーケンスは、HTTRと水素製造システムの起動から定格運転状態、停止に至るまでのものである。異常時運転シーケンスは、システム異常のために原料ガスの供給が停止する事故条件を模擬したもので、ヘリウムガスは蒸気発生器で受動的に冷却される場合である。この手順を動特性解析上で再現し、システムの過渡特性を調べた。その結果、設定した運転制御系は適切であることを確認した。
新谷 文将; 寺前 哲也*; 落合 政昭
Proc. of Post-SMiRT14 Int. Seminar 18, p.E1.26 - E1.32, 1997/00
原研では、安全性の大幅に向上した原子炉概念を創出することを主な目的として、受動的安全炉JPSR概念の設計研究を実施している。この概念の主な特徴のひとつが受動的安全系の採用である。本報では本概念の安全性を確認するために過渡熱水力解析コードRETRAN-02とREFLA/TRACコードを用いて実施した事故解析の結果について報告する。受動的安全系は、事故をLOCAと非LOCAに分類して、それぞれに対応できるように設計されている。それぞれの代表事例として破断面積がコールドレグ流路面積の200%から5%までのLOCA事象と、完全除熱喪失事象及び主蒸気管破断事故の解析を実施した。解析の結果、受動的安全系のみで、これらの事象に対して安全性を保てることが示された。
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：49.46(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。
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：36.70(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。
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。
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。
岩村 公道; 渡辺 博典; 大久保 努; 新谷 文将; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(5), p.413 - 424, 1993/05
被引用回数：2 パーセンタイル：29.75(Nuclear Science & Technology)最高圧力15.5MPaの条件下で、軸方向非均一出力分布を有する三角配列7本ロッド集合体による、定常時及び非定常時限界熱流束(CHF)実験を実施した。定常CHF発生は、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-Iにより計算した局所流動条件をKfKのCHF相関式に適用することにより、10%以内の精度で予測できた。しかしながら、種々のメカニスティックCHFモデルと定常CHFデータとの一致は良好ではなかった。流量低下、出力上昇または流量と出力の同時変化条件下での非定常CHFは、準定常CHF予測手法により、定常CHF実験と同程度の精度で予測できた。本手法の予測精度は30%/s以内の流量低下率及び120%/s以内の出力上昇率の範囲内では過渡変化速度には依存しなかった。扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCPWR)の軸固着事故及び制御棒クラスタ飛び出し事故を模擬した熱水力条件下では、CHF発生に対して十分大きな余裕が存在することが明らかとなった。
岩村 公道; 渡辺 博典; 新谷 文将; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 92-050, 46 Pages, 1992/03
高転換軽水炉の運転時及び非定常時の熱水力特性を調べるため、流量及び加熱電力の非定常制御機構を有する高圧小型水ループを製作した。本装置を用いて、扁平二重炉心型高転換軽水炉の、一次冷却材ポンプ軸固着事故と制御棒クラスタ飛び出し事故の模擬試験を実施した。繰り返し試験の結果、流量及び燃料棒表面熱流束の過渡変化を、最適予測コードREFLA/TRACの事故解析結果とよく一致させることができた。本試験ではDNBは発生せず、安全解析結果と一致した。次に、事故模擬試験と同じ出力トランジェント形状のまま、DNBが発生するまで初期出力を上昇させて試験を行なった結果、本炉は十分大きな熱的安全余裕を有することを確認した。非定常時のDNB発生は、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1により計算された局所流動条件をKfK及びEPRI-ColumbiaのCHF相関式に適用することにより、10%以内の精度で予測することができた。
岡嶋 成晃; 軍司 康義*; 向山 武彦
JAERI-M 92-031, 81 Pages, 1992/03
アクチノイド消滅処理専焼炉(ABR)の設計研究において、炉心過渡特性解析は安全性の観点から、重要である。そこで、Na冷却酸化物燃料高速炉用炉心過渡挙動解析コード「EXCURS」を、Na冷却金属燃料高速炉に適用できるように改造を行った。改造の妥当性を確認するために、ANLで行ったEBR-IIでの過渡試験解析結果や電中研で行った1000MWe級金属燃料高速炉の過渡特性解析結果と改造「EXCURS」の解析結果とを比較した。その結果、全般的に改造「EXCURS」の解析結果と他の解析結果は良い一致を示し、改造「EXCURS」がLMRやABRの炉心過渡現象を予測するのに使用できることが確認できた。改造「EXCURS」を用いて、Na冷却金属燃料専焼炉(M-ABR)のULOFおよびUTOP解析を実施した。さらに、安全性を検討するために、燃料の熱伝導率やフィードバック反応度係数のATWS解析結果に与える影響について、パラメータサーベイを行った。その結果、フラワリング係数、遅発中性子割合、燃料熱伝導率が燃料最高温度に強く影響することが分かった。
羽田 一彦; 藤本 望; 数土 幸夫; 和田 穂積*
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.291 - 298, 1991/00
高温工学試験研究炉(HTTR)は、我が国最初の黒鉛減速ヘリウム冷却型原子炉であり、原子炉出口での冷却材温度は950
Cと非常に高温である。このような高温炉の構造健全性を評価した経験はこれまであまりなく、このため、その過渡応答、特に熱的な過渡応答を解析するための信頼できる手法を確立することが急務であった。この手法としては、想定される過渡事象をいくつかの負荷カテゴリーに分類し、各カテゴリーごとに代表事象を選定するための考え方、解析条件及び解析モデルの定め方、並びに解析コードを確立する必要がある。本論文では、この手法を開発するとともに、代表的な熱過渡解析結果を示す。解析結果から、HTTRのユニークな特徴が解明されるとともに、HTTRは固有の安全性が高い原子炉であることが明らかになった。
1.0m,P/D:1.1261.2,ロッド数:47岩村 公道; 大久保 努; 末村 高幸*; 平賀 富士夫; 村尾 良夫
JAERI-M 90-044, 158 Pages, 1990/03
高転換軽水炉の熱水力学的成立性研究の一環として、4本または7本ロッドからなる三角配列稠密格子バンドルでの定常及び流量低下非定常時の限界熱流束(CHF)実験を実施した。テスト部形状は、ロッド外径9.5mm、P/D:1.21.126、発熱長さ:0.5~1.0mである。定常実験条件の範囲は、圧力:1.03.9MPa、質量速度:460~4270kg/s・m、出口クオリティ:0.020.35である。サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1により求めた局所流動条件をCHF相関式の評価に用いた結果、定常CHFデータに関してはKfK相関式が20%以内で一致した。一方、WSC-2、EPRI-B&W、EPRI-Columbia及びKattoの相関式については、データとの一致は良好ではなかった。流量低下時には、流速減少率が6%/s以下では、過渡時と定常時のDNB発生条件に差は認められなかったが、流速減少率がさらに大きくなると、定常実験から予測されるDNB発生条件に達するよりも速くDNBに至る傾向が認められた。
石黒 美佐子; 篠沢 尚久*; 富山 峯秀; 藤崎 正英*
JAERI-M 86-079, 85 Pages, 1986/05
CATHAREはフランスのグルノーブル原子力研究センタ-で開発された安全性評価コードである。コードは、加圧水型原子炉の冷却材喪失時の熱流動現象を模擬する。本コードは、原研のROSA-IV計画とフランスのBETHSY-CATHARE計画間の技術交流の一部として導入された。コードは総計23ファイル,115,000ステートメントから成る大規模なもので、その大半はEsopeと呼ばれる独自のFortran拡張言語で書かれている。導入された版は、ISPRAのAmdhal計算機用に作られたIBM版に基づいているが、ソフトウェアの差違などにより、いくつかの修正が必要となった。本報告書では、CATHAREコードとその図形処理システムについてプログラム構造の概要と、原研での使用方法、導入方法、エラー修正方法、原研での導入上の問題点、計算時間分布について述べられる。
藤木 和男; 浅香 英明; 石田 紀久
日本原子力学会誌, 28(9), p.838 - 849, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)原子力船「むつ」原子炉について日本原子力研究所が実施した安全評価解析の中、運転時異常過渡における原子炉熱水力挙動に関する解析結果を陸上発電用PWRの場合と対比して特徴を指摘した。「むつ」原子炉は負荷追従運転を前提としているため大きな熱的余裕を持つ一方、無用の弁開閉を避けるため逃し弁、安全弁設定圧が高い。解析結果は、これらの特徴を反映して、温度、圧力の変化率 DNBRの面では発電用PWRよりも穏やかであるが、原子炉停止後の2次系ヒートシンク効果が弱く、1次系温度、圧力の長期的上昇を伴うことを示している。また、舶用炉に必然的な小型化による過渡変化への影響を考案した。これらの特徴は舶用炉独特のものであり、本報による過渡熱水力挙動の知見は、将来の改良用炉設計にも役立つものである。
