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吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 上羽 智之; 田中 正暁; 根本 俊行*
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 8 Pages, 2024/03
上部炉心支持板のたわみによる反応度添加の可能性を調べるため、EBR-IIにおける燃料集合体と炉心支持板を含む領域の構造解析と燃料集合体の傾きによる反応度評価を実施した。その結果、低流量時の上部炉心支持板は高流量時に比べて下向きのたわみが大きくなり、燃料集合体の傾きにより正の反応度が入ることが示唆された。
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PNC TN1340 97-003, 101 Pages, 1997/09
概況(平成9年度第1四半期):高速増殖炉の開発, 新型転換炉の開発, ウラン資源・探鉱と技術開発, ウラン濃縮技術の開発, 核燃料サイクルの開発, 使用済燃料の再処理, 放射性廃棄物の環境技術開発, 新技術開発(フロンティア研究), 核物質管理と核不拡散対応, 安全管理と安全研究, 技術概説:高速実験炉「常陽」における炉心支持板流力変位の反応度効果, 技術報告:世界のウラン資源・需要の見直し, 大気中ナトリウム漏洩流下部における鉄系材料腐食機構, ガラス溶融炉内検査試験装置の開発, アクティブ中性子法によるTRU核種測定技術開発-マトリクス補正-, 使用済燃料被覆管切断片(ハル)等の高圧縮試験(I), 研究報告:ニアフィールド核種移行挙動の影響解析-複数の廃棄体の存在を考慮したニアフィールド核種移行解析コードの開発およびその概略的影響解析-, フロメータ検層による花崗岩中の透水性割れ目の把握, 会議報告:平成8年度先行基礎工学分野に関する研究成果の発表報告, 国際協力:国際会議、海外派遣等, 活動:外部発表、特許・実用新案紹介, おしらせ:平成10年度任期付研究員(博士研究員)の公募について
鈴木 俊宏; 市毛 聡; 鈴木 惣十; 菅谷 和司*
PNC TN9410 96-269, 24 Pages, 1996/09
高速炉の安全特性の内、炉心の基本的特性である反応度係数に影響を及ぼす因子として、炉心構造物の機械的変形による流量特性の変化によるものが想定される。高速実験炉「常陽」は流量一定で運転するため、この影響は殆ど考慮する必要がない。しかし、「常陽」の定格運転時と、停止時の冷却材流体圧力差によって生じる原子炉容器内炉心支持板の変位量を求め、高速炉の反応度係数検討に資することは非常に有効となる。従って、この変位量を求めるため、汎用非線形構造解析コード"FINAS"を用いて変形解析を行った。2次元軸対称モデルによって、炉容器コアサポートと炉内構造物との接合点の変位量を求め、これを境界条件として、炉心支持板を含む炉内構造物の3次元60゜セクタモデルを作成し変位量を求めた。この結果、炉内構造物中の上部炉心支持板は、炉内構造物下部のリブの効果によって炉心中心部の変位が抑制されるものの、炉心中心位置で約0.39mm、第5列で最大変位量の約0.43mmと僅かに上方に変位することが分かった。「常陽」では、流量を変化させる運転方法をとっていないため、定格運転中にこれらの変形を生じることはないが、この変位によって相対的に制御棒が挿入されたと仮定した場合の反応度変化量は、数￠程度(定格運転時、全制御棒が均等挿入されているとした場合)となる。
大岩 章夫*; 谷川 信吾*; 山口 彰*; 山口 勝久; 本田 明成*; 本鹿 順司*; 川副 博*
PNC TN9410 88-141, 159 Pages, 1988/09
高速炉のATWS(AnticipatedTransientWithoutScram)事象に対し,これまでの解析評価によりプラントの熱流動挙動が要因となって生じる負の反応度効果として炉心支持板の熱膨張が大きく影響する。これを定量化する上では,炉心支持板の熱的機械的挙動を評価することが必要である。そこで,炉心支持板の熱変形挙動の解明および解析対象のモデル化の範囲の違いによる変形挙動の相違を明らかにするため,炉心支持板の熱変形挙動解析を実施した。解析対象は,これまで反応度効果について解析評価してきた1000MWe級ループ型高速増殖炉とし,別途システムコードにより得られたATWS事象の代表事象であるULOF(UnprotectedLossofFlow)時のプラント熱流動解析結果を温度境界条件として,炉容器を含める全体系について炉心の荷重も考慮し,汎用非線形構造解析システム「FINAS」を用い変形挙動解析を実施した。その結果,以下の知見が得られた。1上部炉心支持板の変形挙動は,支持板の温度変化による自由膨張量により評価できる。2モデル化の範囲の違いによる半径方向変位量への影響はなく,半径方向変位量は炉心支持板部の変位により支配される。3燃料集合体による半径方向への変位の拘束条件は,炉心支持板の軸方向のたわみに影響し,拘束がある場合たわみ量は小さくなる。4全体モデルと一軸モデルでは,冷却材温度の過渡変化が大きい時刻で変形挙動に差を生じ,一軸モデルによる変位は全体モデルに比べ応答遅れを生じる。なお,本解析結果に基づく炉心部分の変位に伴う反応度投入量については,別途解析評価を進めている。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 上羽 智之; 田中 正暁; 根本 俊行*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉では、原子炉出力が上昇した場合、炉心温度が上昇することによる炉心の変形によって負の反応度(炉心変形反応度)が添加され、核出力が自動で低下する固有安全を有する。この炉心変形反応度の評価精度向上に向け、炉心燃料集合体の傾き及び炉心中心高さにおける炉心燃料集合体間距離を変化させ、反応度に影響すると考えられる炉心支持板のたわみを、高流量時と低流量時に分けて、構造解析により定量的に把握した。
