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堂田 哲広; 上羽 智之; 大釜 和也; 吉村 一夫; 根本 俊行*; 田中 正暁; 山野 秀将
日本機械学会関東支部第29期総会・講演会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/03
ナトリウム冷却高速炉の炉心変形による反応度をより現実的に評価するため、炉物理、熱流動、構造力学の連成解析による炉心変形反応度評価手法を開発した。本評価手法では、燃料集合体の湾曲を有限要素法のビーム要素でモデル化し、集合体ラッパ管のパッド部での隣接集合体間の接触をパッド部専用の要素でモデル化した解析手法を採用した。その検証として、過去に実施されたベンチマーク問題の集合体単体の自由熱湾曲及び炉心体系での集合体熱湾曲による隣接集合体間接触について計算し、本解析モデルによる解析結果が理論解またはベンチマークに参加した他機関の解析結果とよく一致することを確認した。この結果から、本解析モデルが集合体の熱湾曲を適切に計算できることを確認した。
小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇
日本機械学会2000年度年次大会講演論文集, 1, p.609 - 610, 2000/00
核融合実験炉ITERで真空容器内に冷却材が侵入する事象(ICE事象)が起きた場合の水-蒸気二相流挙動やサプレッションタンクによる安全システムの妥当性を定量的に把握するために、著者らはコンパクトITERの大きさを約1/1600の縮尺で簡略モデル化したICE統合試験装置を制作した。本報はICE統合試験装置で得られた結果をTRAC-PF1コードを使って検証した結果について述べる。TRAC-PF1は軽水炉の安全性評価を目的として開発された熱流動解析コードであり、核融合実験炉の安全評価解析コードとしての利用が期待されている。本研究ではTRAC-PF1の予測精度を実験データをもとに明らかにするとともに今後目指す核融合実験炉用解析コードとしての改良項目等を特定化することを目的とする。一連のICE事象解析を行い、真空容器内の圧力変動やボイド率分布を数値的に十分予測できることを確認した。また、サプレッションタンク方式による圧力上昇抑制機構がICE事象時の安全システムとして有効であることを解析的に示した。今後は凝縮等の解析モデルを改良することによって計算精度の向上を図る考えである。
高瀬 和之
日本機械学会2000年度年次大会講演論文集, 1, p.607 - 608, 2000/00
核融合炉で真空境界が破断するような異常事象はLOVA事象と呼ばれる。LOVAが発生すると、まず破断部分から真空容器内部に空気が侵入し、次に真空容器内外の圧力が均圧した後に破断部分に温度差に起因する置換流が形成され、この置換流に同伴されて放射化したダストやトリチウムの微粒子が容器外部に流出する。このような熱流動現象を核融合炉条件下で実験的に把握することは容易ではない。そこで著者は、LOVA下における空気侵入挙動、置換流挙動及び放射化ダストの飛散挙動を定量的に予測するための解析コードの開発を行っている。本報は開発中であるLOVA解析コードの検証計算結果について報告する。今回は特に、置換流に及ぼす破断面積の影響や真空容器で複数カ所が破断した場合の熱流動挙動について数値的に検討した。本研究の結果、著者が提案する置換流評価モデルを使って置換流量を高精度で予測できることを確認した。同様に、提案している粒子運動モデルを使って1か所破断時ばかりでなく2か所破断時のダスト飛散挙動を十分予測できることを示した。
朝日 義郎; 平野 雅司
JAERI-M 8560, 175 Pages, 1979/11
THYDE-Pは、冷却材喪失事故解析用のコードであり、安全性コード開発室で開発中のものである。現在、数組の入力データセットにより検証中であり、本報はそのうちの10シリーズの最初の計算Run10のブローダウン部分に関するものである。又、同時に、THYDE-Pの入力作成法も説明している、Run10は、比較的単純なノーディングと、放出係数0.6で特徴づけられている。この計算の過程で見出された問題点も明らかにされ、さらにこれらの解決の方向も述べている。
