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勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 古田 琢哉; 加治 芳行
Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/07
To assess rupture behavior of the lower head of reactor pressure vessel in boiling-water-type nuclear power plants due to severe accident like Fukushima Daiichi, we have been developing an analysis method based on coupled analysis of three-dimensional multi-physics simulations composed of radiation transport, thermal-hydraulics (TH) and thermal-elastic-plastic-creep analyses. In this simulation, Monte Carlo radiation transport calculation is firstly performed by using PHITS code to compute proton dose distribution considering molten conditions of core materials. Then the deposit energies at each location is imported into TH analysis code ANSYS Fluent with the same geometry and temperature distribution is simulated by thermal-fluid dynamics. Finally, temperature distribution obtained from TH analysis is applied to thermal-elastic-plastic-creep analyses using FINAS-STAR and then damage evaluation is carried out based on several criterions such as Kachanov, Larson-Miller-parameter, melting point. To conduct such analyses, we also have continued to obtain experimental data on creep deformation in high temperature range. In this study, to predict time and location of reactor pressure vessel (RPV) lower head rupture of boiling water reactors (BWRs) considering creep damage mechanisms, we performed creep damage evaluations based on developing analysis method by using detailed three-dimensional model of RPV lower head with control rod guide tubes, stub tubes and welds. From the detailed analysis results, it was concluded that failure regions of BWR lower head are only the control rod guide tubes or stub tubes under simulated conditions.
勝山 仁哉; 宇野 隼平*; 渡辺 正*; Li, Y.
Frontiers of Mechanical Engineering, 13(4), p.563 - 570, 2018/12
被引用回数：2 パーセンタイル：12.21(Engineering, Mechanical)加圧水型原子炉(PWR)における原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価において、加圧熱衝撃(PTS)事象時の荷重条件に影響する冷却水の熱水力挙動は重要な影響因子の1つである。機器の構成と寸法、運転員操作の時間が、冷却水の温度や流量、内圧等に大きく影響する。本研究では、運転員操作の時間がPTS事象中の熱水力挙動に及ぼす影響を調べるため、RPVや1次系及び2次系で構成された国内の代表的PWRプラントに対する解析モデルを整備し、システム解析コードRELAP5による熱水力解析を行った。日本と米国の規則に基づき、PTS事象が発生した後、日本の規則を参考に10分後、米国の規則を参考に30分後に、緊急炉心冷却系を止める運転員操作を想定した。その結果を用いて構造解析を行い、健全性評価における荷重条件評価も行った。以上の結果、運転員操作の時間の差異が熱水力挙動や荷重条件に大きな影響を及ぼし、日本の規則に従ったケースでは、米国のケースに比べてRPVの内圧が低下すること等を明らかにした。保守的な評価を行う観点から、米国の過渡事象は国内RPVの健全性評価に適用できることを示した。
与能本 泰介; 大津 巌; 中村 秀夫; 近藤 昌也; Svetlov, S.*
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.215 - 220, 2002/06
日本原子力研究所では、軽水炉の安全性評価・確認のために整備した一連の研究施設を用いて、将来型原子炉の安全性解析手法や最適設計手法の高度化を目指した研究を進めている。主たる対象は、近い将来に安全審査が行われる可能性のある大型軽水炉(APWR+, ABWR-II)であるが、いわゆる革新的原子炉も検討対象に含まれている。この計画では、ROSA/LSTF装置等の大型の熱水力装置を用いて実証的な実験,現象理解や性能把握のための基礎実験,コード整備を行う。本論文では、APWR+の新型安全系やAM策の評価のために重要な自然循環について、これまでの関連する実験結果の概要をまとめ、非一様流動の把握,解析が最重要であることを述べる。また、革新的原子炉用の非常用熱交換器での凝縮現象に関し、ロシアのSPOT実験を用いた将来の相関式の評価、並び、二相流流動と伝熱の同時計測を特徴とする基礎実験についてまとめる。
朝日 義郎
JAERI-Data/Code 2002-002, 332 Pages, 2002/03
JAERI-Data-Code-2002-002.pdf:10.6MB
THYDEコードに関して、前報告書刊行後に改良した諸項目を含めて、あらためて報告する。改良した点は(1)気液速度差による熱輸送モデル,(2)タービン・コンデンサーモデル,(3)低圧時の初期設定モデルである。これらの改良によって原子力発電プラントの全体解析が可能となった。今1つの改良点は3次元原子炉動特性解析機能の追加である。これによって、原子炉の安全性及び動特性のより精確な模擬が可能となった。
朝日 義郎; 奥村 啓介; 小瀬 裕男*
Nuclear Science and Engineering, 139(1), p.78 - 95, 2001/09
被引用回数：1 パーセンタイル：12.01(Nuclear Science & Technology)THYDEコードの3次元炉動特性オプションとして直接陰解法(IDI法)を開発した。中性子拡散方程式に完全陰解法を適用した後に、保存型を保持するように空間差分化をする。得られた式を解く時に、関係する全変数の連続性が保障されているならば、反復法による解は複雑な加速法を用いなくとも早く収束する。中性子数の非保存に対する一般的な式が与えられている。この式によれば、IDI法における非保存は収束条件と直接に関係している。THYDEコードの熱水モデルについても簡単に述べてある。中性子拡散と熱水力とに対する反復解法が必要とする全変数の連続性は自動的時間幅制御を可能とする。過渡問題を正しく定義する観点のみならずコード検証の観点からも過渡解析コードは零過渡解析を行うことができなければならない。サンプル問題を解いて、IDI法が適切であることが確認されている。
佐藤 猛; 玉置 等史
JAERI-Data/Code 2000-009, p.120 - 0, 2000/02
JAERI-Data-Code-2000-009.pdf:5.06MB
重水の熱的物性値を、文献をもとにニュートン法による陰関数計算を用いて、重水の基本蒸気表作成プログラムとして作成した。このプログラムは、熱水力解析コードの中で、蒸気が圧力とエンタルピを独立変数とする表が必要とされるため、圧力とエンタルピで表が出力される。しかしながら、実用的には簡単な熱計算でも使用できるように温度と圧力を独立変数とする蒸気表を出力できるようにしている。
玉越 武*; 渡邉 憲夫; 平野 雅司
JAERI-Data/Code 98-037, 193 Pages, 1998/11
JAERI-Data-Code-98-037.pdf:6.14MB
商用BWRで実際に起きた事故・故障事例の解析や複数の炉に共通する安全問題の解析等に適用することを目的として、電気出力110万kW級BWRを解析対象とした熱水力解析コードTRAC-BF1用入力データを作成した。本報告書は、作成した入力データの内容を記述するとともに、その適用性と問題点を検討するために実施した計算の結果についてとりまとめたものである。入力データの作成に際しては、国内の複数のBWRの設置許可申請書、米国におけるBWRの最終安全解析書及びその他の公開文献を参照した。したがって、解析対象炉は特定のBWRではなく、いわば仮想的なものである。
鈴土 知明; Tuerkcan, E.*; H.Verhoef*
Nuclear Science and Engineering, 129(2), p.203 - 208, 1998/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)オランダボルセレ炉(PWR)の中性子束ゆらぎ解析を、ゆらぎの大きさに最も影響のある空間的にコヒーレントなゆらぎモードに注目して行った。解析の結果、0.03Hz付近に2次の方位角方向の振動モードの振動が観測された。また、0.1Hz付近にはコアワイドモードの振動が観測され、その強度は2次の方位角方向の振動モードに比べ非常に大きかった。冷却材温度等のほかの信号の解析もすることにより、2次の方位角方向の振動モードは熱水力ゆらぎから中性子束ゆらぎへの一方向的な影響によるもので、コアワイドモードは双方向、すなわち核熱カップリングによるものと示唆された。将来の大出力PWRでは冷却材温度ゆらぎの増大が懸念されるが、その研究結果は熱から核への一方向的な影響ではなく、双方向効果によるゆらぎモードを抑制することにより中性子束ゆらぎ量を抑えることができることを示唆している。
B.Basoglu*; 山本 俊弘; 奥野 浩; 野村 靖
JAERI-Data/Code 98-011, 89 Pages, 1998/03
JAERI-Data-Code-98-011.pdf:4.02MB
核分裂性溶液の臨界時の暴走特性を予測するための新しい計算コードTRACEの開発について報告する。TRACEは簡易な熱水力と一点炉近似とを組み合わせたモデルを採用している。温度、放射線分解ガス効果、沸騰現象は、それぞれ時間依存の熱伝導方程式、Lumped-parameterエネルギーモデル及び簡易沸騰モデルを用いて算定される。これらのモデルの評価を、計算結果とCRAC実験の結果を比較することで行った。両者の一致は充分満足のいくものであった。
佐藤 隆; 渡辺 博典; 新谷 文将; 中嶋 勝利; 岩村 公道; 村尾 良夫
JAERI-Research 98-006, 77 Pages, 1998/02
JAERI-Research-98-006.pdf:3.27MB
概念設計研究を進めてきた受動的安全炉JPSRで採用を検討してきた受動的冷却材注入系としての冷却材均圧注入系の熱水力特性を把握するために実施した冷却材均圧注入実験の計測データを収録すると共に実験結果をまとめたものである。本実験に先立って実施した予備試験についてもまとめた。実験の結果、均圧管内の冷却材サブクール度が大きくなると注入遅れの生じること、CMT内を小さな領域に分割することにより水面下に形成される高温層の拡散を抑制できること、冷却材喪失流量と作動開始までの時間の関係は線形ではなく均圧管内の気液対向流により影響を受けること、差圧作動弁を用いた場合注入は断続的になることが分かった。尚、今回試作した差圧作動弁は想定通りの作動特性が得られなかったが、この改善のための提案も行った。
not registered
PNC TN1410 97-034, 338 Pages, 1997/09
本書は、新型転換炉(ATR)のATR熱水力設計技術について、「ふげん」の設計技術から高度化を図るための研究を実施し、その妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATR実証炉の開発において「ふげん」の開発で培われた解析手法、解析コードを基に「ふげん」の運転実績等を踏まえつつ、設計手法の改良を行っており、それを基にATRの熱水力設計手法の高度化を図っている。特に熱的余裕の指標については、「ふげん」のMCHFRからMCPRに変更し、確率論的な評価手法を開発・導入している。このため、熱的余裕の評価の観点から特に重要な限界熱流速、圧力損失係数等の相関式については、実規模試験データとの対比により、その妥当性を検討した。また、チャンネル流量配分解析コードHAPI(AQUERIOUS)については、「ふげん」におけるチャンネル流量測定データとの対比により計算精度を確認した。さらに、バーンアウト発生確率解析コードDERIV-1については、モンテカルロ法による解析手法及び解析に用いられるデータベース等の妥当性を検討した。このほかに、熱水力安定性、炉心安定性、自然循環時の冷却性及び重水温度分布特性の評価手法について検討した。なお、本書のATR実験炉に係わる検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。
大久保 努; 新谷 文将; 岩村 公道; 楠 剛
Fourth Int. Seminar on Subchannel Analysis (ISSCA-4), p.267 - 286, 1997/00
原研で行われているサブチャンネル解析に関する研究活動は2つの分野に分けることができる。1つは、新型炉の炉心熱水力設計へのサブチャンネル解析の適用であり、もう一方は、実験解析に基づくサブチャンネル解析コードの改良である。最近実施した適用は、受動的安全炉や一体型舶用炉等の新型炉に対するものの他、関連するDNB実験の解析に対してCOBRA-IV-Iコードを用いて実施した。コードの改良としては、COBRA-TFコードに対して、適切な実験を解析することにより、その予測性能の評価と改良の必要性を判断して実施してきた。最近実施したものは、流体混合及びCHF現象に関するもので、これらのうち、単相流の混合に対する結果の検討を行った。本発表では、以上の原研におけるサブチャンネル解析に関する最近の研究活動の内容を報告する。
阿部 清治
東京大学学位論文, 0, 245 Pages, 1994/09
軽水炉の炉心溶融事故の進展を解析するために、THALESコード体系を開発した。同コード体系は、炉心の溶融落下や格納容器内での諸現象をモデル化している。また、新しい流動計算手法の採用により、原子炉冷却系内の事故の進展を高速で解析できる。同コード体系の検証のためには、燃料損傷実験の解析や詳細熱水力計算コードとの比較解析を行い、THALESが炉心溶融事故の解析に必要な精度を有していることを確認した。次いで、別途開発された炉心溶融事故時FP放出・移行挙動解析コードARTとTHALESとを結合し、事故時ソースターム評価用コード体系THALES/ARTを確立した。同コード体系を用いてBWRとPWRについての感度解析計算を実施し、原子炉冷却系内での事故の進展、格納容器内での事故の進展、ソースタームを支配する因子を明らかにした。
大久保 努; 冨合 一夫*; 大杉 俊隆
JAERI-M 93-015, 72 Pages, 1993/02
稠密BWR型高転換軽水炉の炉心冷却特性に関する検討を行う一環として、定常時の限界熱流束特性と代表的なLOCA事象である。高圧注水系配管破断事故並びに給水配管破断事故に関する安全解析を実施した。限界熱流束の評価には、KfKの相関式を用いた。評価結果は、出力比を1.3と仮定した高出力集合体の局所出力比1.2の燃料棒で囲まれた流路に面した燃料棒の最小限界熱流束比が、この集合体の冷却材流量を平均出力集合体の1.2倍にすることにより1.3程度にできることを示した。また、RETRANコードによる両LOCA解析の結果、炉心は問題なく十分に冷却された状態に保たれ、燃料集合体出力比1.3および局所出力比1.2を仮定した場合の炉心の最高温度は、より厳しい結果を与えた高圧注水系配管破断事故の場合で、事故直後に670
C程度になるものの、事故開始後20秒以降には300C以下に保たれることが示された。
平野 雅司; J.Sun*
JAERI-M 92-060, 61 Pages, 1992/04
平成3年2月9日に関西電力美浜発電所2号機で発生した蒸気発生器伝熱管損傷事象の暫定的な解析を実施した。この解析は、事象の過渡熱水力解析と加圧熱衝撃(PTS)事象時圧力容器健全性評価解析とに分けられる。過渡熱水力解析は、事象の熱水力過程をできるだけ忠実に模擬することにより事象全体についての理解を深めることを目的としたものである。一方、PTS評価解析は、美浜-2事象がPTSの観点からどの程度厳しいものであったかを把握することを目的としたものである。尚、本解析結果は、原子炉安全専門審査会発電用炉部会美浜ワーキンググループ第2回会合(平成3年4月3日)に速報として報告した。今回ワーキンググループの報告書が公開されたのを契機に、この速報を当時まとめたままで公開することとした。
石田 紀久; 富合 一夫*
JAERI-M 91-226, 129 Pages, 1992/01
船体運動条件下での原子炉プラント熱水力挙動を解析できるRETRAN-02/GRAVを開発した。RETRAN-02コードはもともと一次元モデルを対象としているが、船体運動による原子炉プラント熱水力挙動への影響として、ヒービング(上下動加速度運動)、ローリング(横揺れ運動)及びピッチング(縦揺れ運動)、ならびに船体定傾斜の組合せが考慮できるよう多次元モデルへの拡張を行った。この改良したコードの機能を、これまで行われたいくつかの実験、すなわち、ヒービング状態での単相及び二相自然循環実験、ローリング状態下での単相自然循環実験、及び定傾斜状態下での単相自然循環実験について解析を行い、十分実験結果を模擬できることを確認した。実機の応用として、船体運動が原子力「むつ」炉に及ぼす影響を把握するために、ヒービング、ローリング及び定傾斜状態でのプラント挙動を解析し、「むつ」実験航海の実験海域の条件選定に役立てた。
平野 雅司; 渡辺 正
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5,Vol. 1, p.165 - 173, 1992/00
リスク評価解析研究室では、事故・故障の分析・評価に関する研究として、原子力発電所で実際に起きた事故事例の詳細な解析を実施している。この研究の一環として、昨年2月に美浜2号炉で発生した蒸気発生器伝熱管損傷事象と同事象を忠実に模擬したROSA-IVSB-SG-06実験の解析を実施した。この解析には、米国で開発された過渡熱水力解析コードTRAC-PF1を用いた。この解析は、同一の解析コード及び類似の入力モデルを用いた点に特徴がある。こうした解析は、これまでに例がない。この解析により、解析コードの高い解析能力が示されたとともに、実験結果を実炉での実事象に外挿する際に不足な情報を補間することができた。
橋本 和一郎; 早田 邦久
JAERI-M 91-193, 21 Pages, 1991/10
TMI-2事故を標準問題として扱い、これを各国で開発されているシビアアクシデント解析コードで解析し、コード間の比較・評価を行うためのタスクグループがOECD/NEA/CSNIに設置された。原研は、このタスクグループに参加し、THALES-PM1/TMIコードを用いて解析を行った。この解析の目的は、実炉の事故進展に対する同コードの適用性を確認することである。本報告は、原研で行ったTMI-2標準問題の最終結果をまとめたものである。
北原 種道*; 若林 利男*; 福村 信男*; 菅原 悟*; 小池 通崇*; 速水 義孝*; 河西 善充*
PNC TN1410 91-063, 239 Pages, 1991/08
新型転換炉の研究開発は、大洗工学センターの施設を中心にして「ふげん」及び実証炉のための研究開発ならびに設計研究からなっている。「ふげん」のための研究開発及び実証炉のための初期段階の研究開発の成果は、国のチェックアンドレビューの場にとりまとめ提出し、国の審議を受けた。(昭和57年)この資料はチェックアンドレビュー以降の研究開発の成果を実証炉の技術確証試験開始(昭和62年)までの研究開発と技術確証試験開始以降の研究開発を以下の内容に従ってまとめたものである。(1)プラントシステム評価研究(実用炉構想評価研究)(2)炉物理研究開発(核設計)(3)伝熱流動研究開発(熱水力設計)(4)部品機器研究開発(運転保守技術の高度化、炉心構造、システム開発)(5)安全性研究開発(6)供用期間中検査技術研究開発 平成3年度以降も継続される技術確証試験、安全研究ならびに高燃焼MOX燃料開発等今後実施していくものについては、継続して評価し取りまとめていく。
土橋 敬一郎; 中川 正幸; 森 貴正; 久語 輝彦; 藤田 信義*
JAERI-M 90-177, 96 Pages, 1990/10
当研究室では昭和63年以来「新型原子力システム解析法の研究」が新テーマとして認められたので、ADES計画に沿った知的原子炉設計システムIRDS開発計画を策定した。この報告書では平成元年度に行なったIRDSに係わる活動の報告を行う。IRDS基本設計の骨子は新型炉の概念検討・設計を会話型で行うために、オブジェクト指向プログラミング環境の下で稼動するモジュラーシステムを構築することである。会話型ツールの実現のために、入力データ生成ツールと図形表示による幾何形状入力作成ツールを試作した。また、原子炉設計データベースのクラスとフレームの構造を設計した。モジュラーシステムの要素として簡易設計用に核計算と炉心熱水力コードのモジュール化に着手した。また、構造解析コードのモジュール化の検討を行なった。
