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山口 隆司
PNC TN1410 97-027, 12 Pages, 1997/08
格子計算は、炉心出力分布計算、反応度特性計算等の炉心核特性計算に必要な単位燃料格子平均の核定数を計算するものである。主な核定数を以下に示す。(a)無限増倍率(k
)(b)中性子移動面積(M2)(c)拡散計算用断面積(D、
a、f、r)(d)局所出力分布(e)同位元素組成格子計算コードは、英国で開発された「WIMS-D」コードを基に、動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センターの重水臨界実験装置(以下DCAという。)における実験解析及びATR原型炉「ふげん」の炉心管理を通じ、解析精度の向上を目的として、Honeckモデルによる温度依存性を考慮した重水散乱断面積の追加等の改良・整備を行なった「WIMS-ATR」コードを使用する。また、制御棒に隣接する格子の核定数作成には、制御棒による中性子吸収量の計算が必要である。この計算は、制御棒効果計算コード「LOIEL BLUE」を使用する。このコードは、制御棒を囲むスーパーセル体系において、制御棒による中性子吸収割合に対応する指標である制御棒中性子吸収面積(「制御棒に流入する中性子数」と「格子内中性子減速密度」の比)を計算する。計算体系は、制御棒を囲む4つの格子であり、1次元3群拡散計算により体系内の中性子バランスを求め、これを基に制御棒中性子吸収面積を計算する。この計算の際に必要となる制御棒表面における中性子束の外挿距離は「THERMOS」コード及び「DTF」コードを用いて、また、隣接格子の格子定数は「WIMS-ATR」コードを用いて各々計算する。
山口 隆司
PNC TN1410 97-026, 16 Pages, 1997/07
3次元核熱水力結合炉心計算コード「LAYMON-2A」は、ATRの出力分布計算及び制御棒反応度価値計算に用いられる。本コードは、臨界ほう酸濃度のサーチ機能等、炉心運用計画に必要な各種機能を持っており、炉心燃焼計算等の各種シミュレーション計算を行うことができる。なお、本コードの核定数は、炉心内の燃焼度分布、冷却材ボイド率分布、ほう酸濃度等を考慮するため、これらをパラメータとしたフィッティング式の形で入力される。さらに、「LAYMON-2A」コードにキセノン・サマリウムの動特性方程式を組み込んだ炉心3次元キセノン動特性解析コード「LAYMON-2C」は、炉心の出力レベル、出力分布変化に伴うキセノン・サマリウム濃度の時間変化を考慮でき、炉心3次元のキセノンによる出力の空間振動特性及び領域出力制御特性解析に用いられる。
吉田 昌宏; 長沖 吉弘
PNC TN9410 97-022, 34 Pages, 1997/02
「常陽」では、これまで、出力運転中の過剰反応度変化から燃焼係数(積算出力あたりの燃焼欠損反応度)を求め、解析結果との比較によりその予測精度を評価してきた。しかし、燃焼欠損反応度と核データあるいは中性子束計算精度との関係を詳細に評価するためには、上記方法で得られる炉心全体の特性ではなく、燃料集合体個々の燃焼反応度価値を測定・解析し、その予測精度と集合体の燃焼度や装荷位置の関係を明らかにする必要がある。このため、MK-II炉心を用いて燃焼反応度価値詳細測定試験を行い、個々の集合体の燃焼に伴う反応度の低下を測定した。試験では、燃焼度の異なる燃料集合体の置換反応度を測定することにより、集合体1体毎の燃焼反応度価値を評価した。燃料置換は燃焼初期(集合体平均燃焼度約1GWd/t)と寿命中期(約37GWd/t)及び燃焼初期と寿命末期(約62GWd/t)の2パターントし、測定位置は炉中心(第0列)、燃料領域中間(第2列)及び燃料/反射体境界(第4列)の3箇所とした。本試験により、集合体単位の燃焼反応度価値の燃焼度及び測定位置依存性を明らかにするとともに、運転監視コードシステム(MAGI)による計算結果との比較を行い、炉心管理上の燃焼係数予測精度を詳細に把握した。主な結果を以下に示す。(1)第0列の燃焼反応度測定結果は、燃焼初期から寿命中期までの燃焼で-0.19(%
k/kk')、燃焼末期までの燃焼で-0.28(%k/kk')であった。(2) 燃焼反応度価値の径方向分布は、2つの燃焼パターンでほぼ一致し、第0列で規格化した時、第2列は0.67、第4列は0.28となった。(3)第0列と第2列の燃焼反応度価値の(MAGI)によるC/E値は良く一致し、燃焼初期から寿命中期までの燃焼で1.03
1.05、燃焼末期までの燃焼で0.940.95であった。また、反射体と隣接する第4列のC/E値は他2箇所と比較して57%高くなる傾向が見られた。 C/E値の燃焼度依存性に関しては、現在、測定に用いた燃料集合体のPIEを実施中であり、その結果に基づき詳細な評価を行う予定である。
野尻 一郎; 深作 泰宏*
PNC TN8410 96-398, 91 Pages, 1996/08
核燃料サイクル施設の臨界安全性の評価では、従来は核燃料の燃焼に伴って生じる反応度の低下を無視し、初期燃料組成を用いて解析を実施している。しかし、この方法では必要以上の安全裕度を見込むこともあり、施設の建設等において費用の高騰をもたらすこともある。経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)では、国際的に施設の設計及び建設時の費用低減要求が高まってきている背景を踏まえて、燃焼度クレジット評価への従来の臨界安全解析コードの適用性を検討するため、臨界ベンチマーク解析を実施している。本資料では、OECD/NEA燃焼度クレジット臨界ベンチマーク解析のPhase2として提案されたPWR使用済燃料を対象とした軸方向燃焼度分布の効果の計算結果について報告する。計算には、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)において開発されたSCALE4を使用した。Phase2は、PWR使用済燃料ピンの無限配列体系(Phase2-A)及び使用済燃料輸送キャスク体系(Phase2-B)について、初期燃料組成及び使用済燃料組成における中性子増倍率を計算し、FP核種、軸方向燃焼度分布等の効果を検討するために設定された課題である。計算の結果、Phase2-A及び2-Bいずれも燃焼度が30GWd/MTUを超える使用済燃料組成では、軸方向の燃料度分布を考慮した体系が中性子増倍率を高く評価する傾向があることが示された。また、Phase2-Aの課題を用いて複数燃料領域の体系を評価するためのSCALE4の3つの計算手順の比較を行い、いずれの計算手順を用いてもほぼ等しい計算結果が得られることを確認した。
大高 雅彦; 大島 宏之; 二ノ方 壽; 成田 均
PNC TN9410 96-212, 36 Pages, 1996/06
本研究では、ASFRE-IIIコードの燃料集合体内冷却材温度分布に関する評価精度の検証を目的として、動燃が実施した2種類の模擬燃料集合体ナトリウム実験によって得られたデータを用い検証解析を実施した。検証解析の対象とした実験は、高速炉の崩壊熱除去運動時(低レイノルズ数領域)及び定格運転時(高レイノルズ数領域)に相当する条件で実施したナトリウム実験である。これら の実験条件をASFRE-IIIコードの入力条件として与え、燃料集合体内の熱流動解析を行い、燃料集合体内の冷却材温度データと比較した。本検証解析により、ASFRE-IIIコードの冷却材最高温度に関する解析値は、発熱部における冷却材温度上昇に対し、低レイノルズ数領域では5%以内、高レイノルズ数領域では6%以内で実験値と一致することを確認した。
花木 洋*; 沢田 周作*; 三田 敏男*
PNC TJ9124 93-009, 334 Pages, 1993/03
FBRの実用化に向けて、大型炉炉心の核設計精度を向上させ、高性能な炉心をより合理的に設計できるようにすることは、重要な研究開発項目の一つである。これまでの研究では、ベイズの条件付確率推定法を基礎とする炉定数調整を実施することにより、JUPITER等の臨界実験の成果を最大限有効に反映した修正炉定数を開発し、大型炉炉心の核設計精度の大幅な向上が達成された。しかし大型炉の炉心設計において、反応率分布、制御棒価値等の核特性のみならず、燃焼反応度損失、増殖比といった燃焼特性の精度良い評価も重要である。そこで本研究では、「常陽」等の豊富な実機燃焼データを有効に活用して、燃焼核特性の設計予測精度を向上させることを目的として、燃焼特性の感度係数を解析するシステムを整備し、「常陽」燃焼データを用いた炉定数調整を実施して、燃焼核特性設計精度向上に対する効果を評価した。その成果は次の通りである。 1)FBR実機の燃焼特性の感度係数を、複数サイクル及び燃料交換を考慮して解析可能なシステムを整備し、直接計算との比較によりシステムの妥当性を確認した。 2)燃焼特性を炉定数調整に適用しても、従来の核特性の設計精度にそれほど影響を与えることなく、燃焼核特性の設計精度を向上させることができることが明らかになった。
大野 修司; 中村 正志
PNC TN9410 92-370, 54 Pages, 1992/11
〔目的〕 FBRプラントで想定されるナトリウム棒状漏洩燃焼時の熱的影響評価手法を開発整備する。〔手法〕 SAPFIRE施設の密閉型鋼製円筒容器SOLFA-2を使用して実施したNa棒状漏洩燃焼試験Run-E3シリーズの結果をもとに,棒状燃焼速度の実験相関式を導出し,Na燃焼解析コードSOFIRE-MIIに組み込む。また,以前にSAPFIRE施設で行った大規模Na漏洩燃焼試験Run-E2及びRun-D2の試験後解析を実施し,新たに開発整備した解析コードのSOFIRE-M3の検証を行う。〔結果〕 以下の特徴を有するNa棒状燃焼解析コードSOFIRE-M3を開発整備した。 -Na棒状燃焼速度は,Na漏洩流量,漏洩高さ,雰囲気酸素濃度をもとに,Run-E3シリーズで導出した実験相関式から計算する。 -棒状燃焼に伴って発生する反応熱は,ナトリウムと雰囲気ガスとに分配される。この熱移行分配に関するパラメータは,新解析コードを使用したRun-E3試験の試験後解析により最適化されており,この最適パラメータを使用した場合のNa燃焼時熱移行評価精度は約30%以内である。また,Run-E2試験及びRun-D2試験の試験後解析を行った結果,SOFIRE-M3コードの計算値と試験測定値は良好に一致した。このコードの開発整備により,配管からの現実的なナトリウム漏洩形態である棒状漏洩燃焼に伴う熱影響評価が可能となった。今後の課題としては,Na漏洩流量のより大きな範囲の試験データをもとに,実験相関式を改良することが挙げられる。
村松 壽晴
PNC TN9410 90-147, 115 Pages, 1990/10
大洗工学センター技術開発部プラント工学室で設計研究が進められている大型炉について、内筒設置の是非に関する検討を手動トリップ事象を対象とした熱流動解析により実施した。検討の対象とした熱流動特性は、温度成層化現象,系統熱過渡特性,周方向温度分布特性および液面近傍流速特性の4項目である。多次元コードAQUAによる3次元解析を分析した結果、以下の結論が得られた。(1) 温度成層化現象に関しては、内筒有無による現象への影響は小さい。また、発生する軸方向温度分布の継続時間が短く、構造健全性上問題となるとは考え難い。したがって、本現象は、内筒設置の是非に関して制限を与えないと考えられる。(2) 系統熱過渡特性に関しては、内筒を設置しない場合最大約-2.0
/sのコールドショックを与えるため、内筒を設置する方が望ましい。(3) 周方向温度分布特性に関しては、内筒有無による現象への影響は小さい。また、発生する周方向温度分布の継続時間が短いことから、構造健全性上の問題は小さいと予想される。したがって、内筒設置の是非に関しては制限を与えないと考えられる。(4) 液面近傍流速特性に関しては、内筒は設置しない方が望ましい。以上より、系統熱過渡特性の観点から、内筒が必要と結論付けられるが、この特性が何らかの設計上の工夫(例えば、有効混合容積の増加)により改善できれば、内筒の設置は構造設計成立の必要条件とは成らないと判断される。
谷川 雅之*; 渡士 克己; 今津 彰; 松岡 敏夫*
PNC TN9410 88-139, 151 Pages, 1988/08
有限要素法による簡易流動伝熱応力解析コードPEGASUSの粘性流れを含む流動伝熱問題に対する適用性について検討を行った結果を報告する。粘性流れ問題に対する適用性を検討するための例題として,構造物強度確性試験施設(TTS)において熱過渡強度試験が実施された「もんじゅ」炉容器モデル供試体の他,基礎的な例題も含めて10題程度を設定した。これらの例題について解析を行い,理論解,実験値,他コードによる解析結果等との比較を行った。検討の結果,層流域の問題については充分な精度の解が得られること,乱流域の問題についても流体の物性値に適当な値を設定することにより近似的な解の得られることがわかった。また,「もんじゅ」炉容器モデル供試体の解析では,ホットシック初期に高温のナトリウムが逆流する現象に対し定性的な解の得られることが確認された。今後の課題としては,計算時間短縮のための解析技法の開発,乱流を近似するための物性値設定法の検討が考えられる。
藤井 正*; 家田 芳明*; 米川 強*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-062, 82 Pages, 1988/06
高速増殖炉の安全設計においては、炉心崩壊事故を設計基準外事象として位置づけるため、原子炉停止系と並んで崩壊熱除去系に高い信頼性が要求されている。このため現在提案されている各種の崩壊熱除去系に関する検討を進めるにあたり、定量的な信頼度評価手法の確率が望まれていた。60年度要素技術設計研究(2)において、崩壊熱除去系の信頼度評価手法として、従来のフォルトツリー解析では不十分であり、プラントの状態遷移を考慮した動的な解析評価の必要性が示された。この指摘に基づき、マルコフモデルを用いた動的信頼性評価解析コードDRACを開発した。本コードでは、信頼度評価に対する時間的寄与として、以下の2点を考慮している。(1)崩壊熱の時間変化に従った必要除熱量の推移(Phased Mission法) (2)プラント機器の故障・修復を考慮した冷却能力の推移(マルコフモデル)本コードの解析機能の検証を目的に、実機評価の一例として要素技術設計研究(2)におけるループ型プラント(崩壊熱除去系;SG直列コールドレグ設置型補助炉心冷却系)を対象に、信頼度を評価した。その結果、系統構成や、機器の従属関係の異なるシステムについても、信頼度を用意に比較検討できることがわかり、実機プラントへの適用性を確認した。今後は、動特性コードを用いたプラントの除熱能力評価、及びCREDOデータベース等により機器の故障率・修復率データの設備拡充を行い、実機プラント設計研究への活用を図る予定である。
井口 幸弘
PNC TN3410 88-007, 100 Pages, 1988/04
新型転換炉ふげん発電所では、昭和60年度より、プラントの効果的な信頼性向上をはかるため、ふげんの運転・保守経験、保守管理システムによる蓄積データ及び軽水炉、火力等の先行炉のデータを使用し、信頼性解析で一般に用いられているフォールトツリー解析(FTA)の手法により、プラント停止確率に占める各設備機器の重要度分類を行ってきた。昭和62年度においては、フォールトツリーの完成度を高めるとともに、フォールトツリー計算機への入力を実施した。これに伴い、全フォールトツリーのコード化、故障データの整理等を行い、また、将来の高度な解析を目指して、影響度や、故障発見確率等の新しいデータの収集も行い、これも計算機に入力した。また、ふげんの運転管理用計算機で、フォールトツリーの解析を行うため、動燃の所有しているSETSコード、FTDコードを導入し実際の解析に使用した。SETSコードを用いるためには、ふげん発電所のフォールトツリーデータベースをSETS形式に変換する必要があるため、この目的の前処理プログラムを作成した。作成した前処理プログラムは、ふげんフォールトツリーの特殊性、即ち、同様の機器が多数存在し、1 OUT OF 2 TWICE等の論理構成をしているという構造を、簡単に扱うことができるものである。また、FTDについては、英数字しか扱えなかった事象名を、日本語も扱えるように改造し、ふげんのフォールトツリーデータベースに対応できるものとした。今後、このコード群については、昭和63年度に開発を予定している「保守支援システム(AMIS)」で利用し、発展させていく予定である。
