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大野 修司; 松木 卓夫*; 石川 浩康; 三宅 収
JNC TN9520 2000-001, 196 Pages, 2000/01
JNC-TN9520-2000-001.pdf:5.13MB
高速増殖炉プラントにおけるナトリウム漏えい燃焼事故の熱的影響を解析するための計算コードとして、ASSCOPS(Analysis of Simultaneous Sodium Combustion in Pool and Spray)が開発された。本報告書は、ASSCOPS version 2.1の使用マニュアルとして、同コードで扱われる計算モデル、インプット、アウトプットについて取りまとめたものである。ASSCOPSコードは、米国Atomics International社で開発されたナトリウムのプール燃焼計算コードSOFIREIIと米国Hanford Engineering Development Laboratoryで開発されたスプレイ燃焼計算コードSPRAYの二つのコードを結合したものである。ナトリウムの漏えい条件(流量、温度)、部屋の形状(容積、構造物の面積・厚さ)、雰囲気初期条件(温度、圧力、ガス成分濃度)などを計算条件として、雰囲気圧力、温度や酸素濃度変化ならびに構造物の温度変化などの時刻歴が計算結果として得られる。
竹村 守雄*
PNC TJ9055 97-001, 112 Pages, 1997/03
動燃と米国DOEとの共同研究として実施されてきた日米共同大型遮蔽実験(JASPER)は、実験を成功裡に完了し、遮蔽物理研究の観点からの解析評価もほぼ収束しつつある。このJASPER実験及び解析から得られた成果は、実証炉および大型炉の遮蔽設計の精度を確保するための基本データベースとして、今後最大限有効に活用していくことが望まれている。JASPER実験で得られた豊富な遮蔽研究上の知見を大型炉の遮蔽設計へ有効に反映するためには、遮蔽用群定数ライブラリや解析手法などを最新のもので統一し、また必要に応じて容易に再解析できる解析データシステムを構築するなど、一貫した遮蔽設計基本データベースとして整備する必要がある。本作業の目的は、遮蔽設計基本データベースの整備の一環として、最新の遮蔽用群定数ライブラリ及び最新解析手法によるJASPER遮蔽実験解析を行うとともに、これまでの研究で蓄積してきたJASPERの実験データ及び解析入力データを系統立てて整理することにある。今年度はその2年目として、最新の核データライブラリJENDL-3.2に基づく遮蔽解析用標準群定数ライブラリJSSTDLを用いて、JASPER実験のうちの軸方向遮蔽実験の解析を実施した。従来のJASPER実験解析に適用されてきたJENDL-2に基づく群定数ライブラリJSDJ2による解析結果と比較した結果、全般的にJSSTDLによる解析結果の方がJSDJ2による結果よりも高めとなる傾向がみられた。さらにこの軸方向遮蔽実験解析及び前年度の径方向遮蔽実験でのナトリウム透過解析でのライブラリによる差の原因について、分析を行った。また、前年度選定したJASPER実験体系について、その実験解析を再現するのに必要な解析入力等のデータを、今年度も引き続き計算機上に集約・整備を行った。
川崎 信史; 笠原 直人
PNC TN9410 96-294, 47 Pages, 1996/07
高速炉の主要構造物としては原子炉容器,配管,熱交換器,ノズル等などが挙げられる。高温構造設計基準では,これらの構造物の構造健全性維持を目的として,1次応力,ひずみ,クリープ疲労損傷の制限を設けている。特に高速炉のような高温で繰返し荷重(熱過渡)を受ける低圧の構造物においては,クリープ疲労損傷が構造物の支配的な破損形態となり,設計成立範囲を限定する要因となっている。本研究では,一般化弾性追従モデルを採用したクリープ疲労損傷評価高度化案を使用し,円筒構造物の強度評価を行った。さらに,熱過渡強度試験より得られた円筒構造物試験データと強度評価より得られた損傷値の比較を行い,もんじゅの方法と高度化案の評価精度について検討した。その結果,以下の知見を得た。1.累積疲労損傷係数Dfは,円筒構造物において高度化案の方がもんじゅの方法より低目の損傷値を示した。(ただし,弾性追従が大きい構造不連続部では高度化案が高目の損傷値となった。)2.累積クリープ損傷係数Dcも,高度化案の方が低目の損傷値を示す。(構造不連続部を持つ円筒構造STF-3で約0.7倍,構造不連続部を持たない円筒構造STF-10で約0.1倍)3.STF-3のき裂未発生部には,もんじゅの方法では制限損傷値を超えている部位が存在するが,高度化案では制限値内の評価であり,高度化案ではより正確なクリープ疲労損傷評価ができる。上記の結果から,高度化案はもんじゅの方法と比較してDf,Dc共により実験結果に近い損傷値を予測した。この損傷評価精度の向上により,設計成立範囲の拡大の見通しを得ることができた。
宋 小明*; 大平 博昭
PNC TN9410 96-102, 40 Pages, 1996/04
高速炉の炉上部構造におけるカバーガス領域の熱流力特性と遮蔽プラグの温度特性とを連成させて解析する熱流体-構造連成解析コード(FLUSH)を、大洗工学センターで過去に実施した実験結果を用いて検証した。解析では、ナトリウム液面を模擬したアルミニウムの高温面からの輻射伝熱をも考慮し、カバーガスの自然対流による熱流力特性と回転プラグを模擬した構造物の温度場とを2次元体系でモデル化し、実験で行われたナトリウムミストを含まない8ケースの条件とした。解析の結果、8ケースの実験条件に対して、カバーガス領域の流速及び温度分布と模擬回転プラグ内の半径方向及び軸方向の温度分布の両者が熱的に連続した状態で得られた。また、本8ケースではカバーガス領域と模擬回転プラグ間の境界温度は同傾向であり、境界温度の平均値は実験結果と1.3%以下の差で一致した。さらに構造物内の温度分布は、カバーガス自然対流による影響が支配的であり、輻射伝熱の効果は比較的小さくアルミニウム板の温度が400
以下であれば無視できることがわかった。
笠原 直人
PNC TN9520 93-009, 223 Pages, 1993/04
STARシステムは、大洗工学センターで実施される熱過渡強度試験に関する試験条件・試験結果・解析結果等をデータベース化し、これらのデータに対して表計算処理ユーザプログラムによる損傷値計算処理・種々の検索処理に加え、ユーザの指定するグラフ出力を行なうことができるデータベースシステムツールである。本システムはMS-WINDOWSおよびMS-EXCELのもとで動作する。本システムは、EXCELの持つ豊富な機能を利用することによって、優れたインターフェイス・表計算機能・データベース機能・グラフ処理機能等をユーザに提供する。本システムは3度のバージョンアップを行っている。プロトタイプであるバージョン1の運用を通してバージョン2では、システムの構成、機能、取扱い方法などに多くの変更を加わえ、バージョン3では、ネットワーク(NetWare)への対応、ヘルプ機能の充実等を行った。ネットワークへの対応により、STARシステムおよび各データをサーバのハードディスク上に置くことで各ユーザから同時にSTARのデータを検索することが可能となった。そして、バージョン4では、EXCEL4.0の新機能であるツールバーやショートカットメニューをSTARシステムに導入し、大幅な操作性の向上を図った。また、マクロ等の見直しを行い処理速度の向上も行った。これによりSTARシステムは実用レベルに達したと考えられ、熱過渡強度データ処理を必要とする関係者に広く公開することとした。本取扱説明書は、バージョンアップされた諸機能を最大限に生かせるよう解説を述べるのもである。
石川 昌幸*; 笠原 直人
PNC TN9520 93-003, 57 Pages, 1993/03
高速炉特有の熱荷重である熱応力を主体とした構造物強度データを蓄積し、高速炉用構造設計基準の基礎となる強度評価法(クリープ疲労損傷等)開発を支援するために、構造物強度データベースシステム"STAR"を開発した。 本報告書は、構造物強度データベースシステム"STAR"において、損傷値とき裂長さ等の比較に使用するき裂データ、形状データに関する入力システムの取扱説明書である。 以下に主な機能を示す。 (1)デジタイザによる供試体形状データ(R部、溶接部位等)のオンライン入力 (2)デジタイザによるき裂位置、深さの正確な入力 (3)き裂データの属性(破面状態、母材、溶金等)も容易に入力 上記の機能により、構造物強度データベースシステム"STAR"で重要なき裂データ等が正確かつ容易に入力が出来、作業の効率が図られた。
茶谷 恵治; 北村 高一; 飯沢 克幸; 枡井 智彦*; 長井 秋則; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9410 92-186, 63 Pages, 1992/06
大型炉設計での研究課題の1つでる炉心上部機構引抜き用キャスクの遮蔽厚の検討に反映させることを目的として,第9回定期検査時に交換した「常陽」制御棒駆動機構の上部案内管(UGT)の線量当量率の測定とUGT洗浄廃液の核種分析を行った。これにより,下記に示す測定評価結果が得られた。(1)UGTのナトリウム洗浄前後の線量当量率分布は,UGT下部(炉心中心側)からナトリウム接液面にかけて同じ軸方向減衰傾向を示し,放射性腐食生成物(CP)の全線量当量への寄与は無視できる。(2)UGTの内部構造を考慮して評価した線量当量率の相対分布は,UGT下部からナトリウム接液面までの距離で約4桁の減衰を示す。相対分布は,MK-I性能試験時に測定された核分裂計数管(235U)による中性子分布の相対分布とステライト肉盛された箇所を除いて良く一致する。(3)線量当量率測定値から算出した減衰率と2次元輸送計算コード"DOT3.5"により算出した全中性子束の減衰率は,約4桁の減衰に対してファクター3以内で一致し,"DOT3.5"により測定値を再現できることを確認した。(4)UGT洗浄廃液の核種分析結果と洗浄廃液量から推定した付着CP量は,180MBqであり,60Coが92%を占める。この結果は,高速炉CP挙動解析ード"PSYCHE"による予測値とファクター2以内で一致する。
吉田 昌宏; 沖元 豊; 曽我 彰*; 長崎 英明*; 有井 祥夫; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9520 91-007, 54 Pages, 1991/06
高速実験炉「常陽」では,プラント特性及び炉心特性を把握し,原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に,運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは,運転特性試験のうち,臨界点確認試験,制御棒構成試験,反応度係数測定試験を対象に,データ処理及び試験の要領と手順をまとめたものである。
渡士 克己; 吉田 博治*; 古橋 一郎*
PNC TN9410 88-147, 215 Pages, 1988/09
本研究は、安全設計上想定する漏洩口面積を適正化する一手段であるクリープ疲労き裂進展挙動を測定する手法の高度化を非線形破壊力学に基づいて実施し、ホットレグ配管に適用することを目的とする。前年度開発したCANISコードにて、公称応力+-1.5Smの膜、曲げおよびこれらの組合せ応力を受ける種々の表面半楕円き裂を有する平板の疲労J積分およびクリープJ積分のデータを作成し、これを用いてエルボの最大応力発生場所のき裂進展計算を行った。結果:(1)板厚20.6mm、500におけるき裂進展データベースを作成した。(2)初期想定欠陥(長さ41.2mm、深さ4.12mm)の進展に伴う形状変化は疲労でもクリープ疲労でも殆ど同一である。(3)貫通繰返し数は疲労で6250(膜応力)
30,520(曲げ応力)サイクル、クリープ疲労で3031534(同上)サイクルである。(4)開口面積は内圧(2atg)に対するものが1.5Sm相当の曲げモーメントに対するものより大きく、約0.5mm2である。(5)最大漏洩率は約23-/hrである。安定き裂進展のシミュレーション技術の高度化はほぼ終了した。今後曲率の影響調査及び実験による検証が必要である。