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論文

Investigation of applicability of subchannel analysis code ASFRE on thermal hydraulics analysis in fuel assembly with inner duct structure in sodium cooled fast reactor

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 8 Pages, 2021/08

原子力機構では先進ナトリウム冷却高速炉の設計研究において、安全性向上のためにFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用を検討している。内部ダクトによって燃料棒の配置が非対称となるため、FAIDUSの成立性を確認するために温度分布を推定する必要がある。モックアップ試験によるFAIDUS内の熱流動に関するリファレンスデータはまだ取得されておらず、サブチャンネル解析コードASFREによる計算結果の妥当性確認は不十分であった。そこで、CFDコードSPIRALの計算結果とコード間比較を実施した。ASFREとSPIRALによる計算結果の間に内部ダクト周辺に現れる特徴的な温度及び速度分布のメカニズムの整合性を確認することによって、ASFREの適用性が示された。

報告書

処分場の設計評価等に関する統合化システムの開発(報告書)

柳澤 一郎*; 房枝 茂樹*

JNC TJ1400 2000-004, 245 Pages, 2000/02

JNC-TJ1400-2000-004.pdf:8.57MB

本研究では、数値地層処分システム開発の第一フェーズシステムとして、2002年度末の運用開始を目指したシステムの開発の方向性を定め、かつシステム実現の見通しを得ることを目的として、統合解析プラットホームの基本設計、処分技術を対象とした解析コード、データベースに関する検討を実施し、開発計画をまとめた。主要な結論は下記の通りである。(1)統合解析プラットホームの基本設計を実施し、数値地層処分システムで必要となる接続計算や連成解析等を実現可能とするべく、柔軟性のある解析ネットワーク表現および解析ネットワークを構成するオブジェクトの仕様ならびに実行制御方式を定めた。(2)統合プラットホーム上での接続計算の柔軟性の確認と、基本設計へのフィードバックを目的とし、処分場における空洞安定性と熱的安定性に関する最適化問題を対象に、プロトタイプシステムを構築した。この結果、基本設計で示した設計方針により、柔軟性のある解析が可能であるとの見通しを得た。(3)想定されるユーザである、規制側、実施主体、研究開発機関での運用形態の議論も踏まえ、数値地層処分システムの開発計画を検討し、第一フェーズに対する開発計画並びに長期開発計画をまとめた。

報告書

処分場の設計評価等に関する統合化システムの開発(概要)

柳澤 一郎*; 房枝 茂樹*

JNC TJ1400 2000-003, 94 Pages, 2000/02

JNC-TJ1400-2000-003.pdf:4.63MB

本研究では、数値地層処分システム開発の第一フェーズシステムとして、2002年度末の運用開始を目指したシステムの開発の方向性を定め、かつシステム実現の見通しを得ることを目的として、統合解析プラットホームの基本設計、処分技術を対象とした解析コード、データベースに関する検討を実施し、開発計画をまとめた。主要な結論は下記の通りである。(1)統合解析プラットホームの基本設計を実施し、数値地層処分システムで必要となる接続計算や連成解析を実現可能するべく、柔軟性のある解析ネットワーク表現、オブジェクト構成、実行制御方式を定めた。(2)統合プラットホーム上での接続計算の柔軟性の確認と、基本設計へのフィードバックを目的とし、処分場における空洞安定性と熱的安定性に関する最適化問題を対象に、プロトタイプシステムを構築した。この結果、基本設計で示した設計方針により、柔軟性のある解析が可能であるとの見通しを得た。(3)想定されるユーザである、規制側、実施主体、研究開発機関での運用形態の議論も踏まえ、数値地層処分システムの開発計面を検討し、第一フェーズに対する開発計画並びに長期開発計画をまとめた。

報告書

地層処分システムの設計研究における解析検討(1988年-1991年)

志水 伸二; 棚井 憲治; 谷口 航; 酒井 裕一*

PNC TN8410 95-027, 56 Pages, 1995/02

PNC-TN8410-95-027.pdf:2.88MB

地層処分システムの設計研究においては、第二次とりまとめの目標である「人工バリア性能の定量的評価」のための評価対象の明確化を目標として、結晶質岩系及び堆積岩系それぞれに固有な地質環境特性を考慮して適用可能な処分場等の基本設計に必要な解析手法の検討を進めてきている。これらの結果は、第二次とりまとめに向けた今後の解析検討を進めていく上で、問題点や研究の方向性を導出するという観点からも重要なデータである。そこで本報告書は、これら過去に進めてきた解析検討について内容を把握するとともに、それぞれの検討において導出されてきた課題を整理し、今後の解析手法の検討に反映させることを目的として、特に1988年から1991年の第一次とりまとめを行うために検討された設計解析事例を調査し、まとめたものである。

論文

原子力におけるヒューマンインターフェース研究; その現状と未来像

吉川 栄和*; 高橋 信*; 久語 輝彦; 中川 正幸; 瀧沢 洋二*; 氏田 博士*

日本原子力学会誌, 37(6), p.472 - 481, 1995/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

計算機による原子炉の設計解析支援の考え方、ヒューマンインターフェイスの実用例について紹介する。GUIやAI技術の進歩によって、一連の設計解析作業を計算機で強力に支援できるようになってきたが、設計者とのインターフェイスには、設計者の直感やイメージを大切にするよう、普段使い馴れている定義や物理量を用いるべきである。このためには、従来専門家がその経験を基に行ってきた作業をシステム内で行えるようシステムを知的にしておく必要がある。また、設計案の最適化を図るために多用されるパラメータサーベイや要求性能が満足される設計パラメータの範囲(設計ウィンドウ)の探索といった設計評価作業段階を直接支援するような機能を計算機に代替させることが設計解析支援にとって望ましい。実用例として、原研で開発しているIRDSに用いているヒューマンインターフェイスの具体例を設計プロセスに沿って紹介する。

報告書

3次元拡散計算コード「MOSES」の開発(III)

角田 弘和*; 前田 章雄*

PNC TJ9222 92-003, 45 Pages, 1992/03

PNC-TJ9222-92-003.pdf:2.37MB

最近の計算機性能の向上により、従来の計算機資源では実行不可能であった炉心内全集合体そのまま取り扱うような3次元詳細メッシュ(Tri-Z モデル)計算が可能になってきた。そこで、3次元修正粗メッシュ解法を特徴とする設計解析コードMOSESに詳細メッシュ計算機能を追加した。まず、既存の計算コードを対象に詳細メッシュ中性子束計算機能を調査した。その結果に基づき、公開であり、しかもMOSESコードが取り扱える計算体系との整合性を考慮してVENTUREコードの核計算モジュールを選び、これに改修を加えて組み込むこととした。MOSESコードに組み込んだ詳細メッシュ計算機能の健全性は、CITATIONコードとの比較計算やMOSESコードの修正粗メッシュ燃焼計算との比較により確認した。改修したMOSESコードは次のような特徴がある。1・従来の粗メッシュ(Hex-Z)や修正粗メッシュ(Hex-Z)解法のほか、詳細メッシュ(Tri-Z) 解法による計算がひとつの入力データで選択できる。2・CITATIONコードでは詳細メッシュ計算の取扱可能な体系に制約があるが、従来からMOSESコードで取り扱うことができる1/6、1/3、1/2、1/1の計算体系どれも扱うことができる。3・入力オプション1つで軸方向倍メッシュ計算が可能であることなど、従来使われてきたCITATIONコードに比べて入力指定が容易でる。

報告書

多目的高温ガス実験炉Mk-III炉心の燃料の特性

荒井 長利; 幾島 毅; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; 谷 雄太郎*; 黒木 修二*

JAERI-M 6945, 101 Pages, 1977/03

JAERI-M-6945.pdf:2.51MB

多目的高温ガス実験炉第1次概念設計における参考炉心としてMark-III炉心が設計された。本書はこの炉心における燃料の健全性に係わる主要な特性と核分裂性生物の放出特性の解析結果をまとめたものである。解析した特性は、被覆粒子のアメーバ効果・被覆層応力燃料棒および黒鉛ブロックの応力、燃料棒からの金属FPの放出などである。これらの解析によって、Mark-III炉心における燃料の安全性は基本的に確保され得るものと評価された。今後はこれらの設計特性を燃料の試験研究によって確証していく事が必要であろう。

口頭

Validation of subchannel analysis code to thermal-hydraulic design of fuel assembly with inner duct structure of an advanced sodium-cooled fast reactor

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁

no journal, , 

先進型ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に係る検討の一環として、シビアアクシデント時において溶融燃料を早期に炉心部から排出して再臨界を排除するため、内部ダクトを有する燃料集合体(FAIDUS)の採用が検討されている。設計ツールであるサブチャンネル解析コードASFREを用いてFAIDUS内の熱流動特性を評価したがリファレンスとなるデータがなく妥当性確認は十分とは言い難い。本研究では、まず、高流量条件下でのFAIDUS及び通常体系の集合体に対して詳細熱流動解析コードSPIRALにより解析を行い、ASFREによる解析結果と比較を行って妥当性確認を行った。両者の解析結果はよい一致を示し、その比較により、ASFREのFAIDUS熱流動設計への適用性について見通しを得た。

口頭

サブチャンネル解析コードASFREのナトリウム冷却高速炉の内部ダクトを有する燃料集合体内の熱流動解析への適用性に関する検討

菊地 紀宏

no journal, , 

原子力機構ではナトリウム冷却高速炉の設計研究において、安全性向上の方策として、事故時に溶融燃料を早期に集合体の外へ排出するため、FAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用を検討している。内部ダクトによって燃料要素の配置が非対称となり、従来の内部ダクトの無い燃料集合体内の速度及び温度分布と異なる可能性があるため、燃料集合体内の熱流動に関する設計ツールとして整備しているサブチャンネル解析コードASFREのFAIDUS内の熱流動への適用性を確認する必要がある。モックアップ試験によるFAIDUS内の熱流動に関するデータはまだ取得されていないため、詳細CFD解析コードSPIRALの計算結果と比較を実施することにした。ASFREとSPIRALによる計算結果をもとに、内部ダクト周辺に現れる特徴的な温度及び速度分布のメカニズムについて整合性を確認することによって、ASFREのFAIDUS内の熱流動への適用性を示した。

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