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横山 佳祐; 上羽 智之
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(10), p.1219 - 1227, 2023/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)高速炉で中燃焼度まで照射された中実・中空MOX燃料ピンの照射挙動解析を行った。照射後試験において、中空燃料ピンでは、Cs濃度の局所的な増加がMOX燃料カラムと上下ブランケットペレットの境界部近傍において確認された。一方、中実燃料ピンでは、被覆管外径の増加がMOX燃料カラム全域にかけて大きくなっていること、中空燃料ピンではこの外径増加が抑制されていることが確認された。計算コードによる解析の結果、Cs濃度の局所的な増加は、中空MOX燃料の外表面温度が中実燃料の外表面温度よりも高く、MOX燃料カラムからブランケット部へのCs軸方向移動が促進されたため生じたと評価された。また、中空MOX燃料における外径増加の抑制は、照射初期に燃料中心部への照射クリープ変形が生じることによると評価された。以上より、中空MOX燃料ピンは燃料被覆管の外径増加を抑制する効果があるが、Csの軸方向移動を促進することがわかった。
永瀬 文久
Annals of Nuclear Energy, 171, p.109052_1 - 109052_8, 2022/06
被引用回数：2 パーセンタイル：53.91(Nuclear Science & Technology)冷却材喪失事故において、酸化されたZr合金被覆管がスペーサーグリッドにより急冷時に強く拘束されると燃料の破損限界が低下する。したがって、軸方向拘束の現実的なレベルを推定することが、燃料の安全性に関するひとつの課題である。本研究では、PWR型模擬燃料セグメントと3
3グリッド片からなる試験体を、水蒸気中で加熱,冷却、および急冷し、燃料セグメントにかかる軸方向拘束力を測定した。ジルカロイ製グリッドの拘束力は温度とともに徐々に低下した。1060K以上に加熱されると、拘束力の低下は回復しにくく、冷却および急冷時の最大拘束力は以下10Nであった。インコネル製グリッドについては、拘束力が以上1070Kで明らかに減少したが、冷却により部分的に回復した。インコネル製グリッドによる最大拘束力は20から50Nであった。従来研究で予測されたような非常に強い拘束は、グリッド位置での酸化,膨れ,破裂、または共晶形成によって起こる可能性は一般的には低い。
上羽 智之; 横山 佳祐; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*; Pelletier, M.*
Nuclear Engineering and Design, 359, p.110448_1 - 110448_7, 2020/04
被引用回数：1 パーセンタイル：12.16(Nuclear Science & Technology)高速炉で高燃焼度を達成した軸非均質MOX燃料ピンの照射挙動を、連成した計算コードを持ちいて解析した。照射後試験では、軸非均質燃料ピンのMOX燃料カラムと上下・内部ブランケットカラムの境界部近傍において、Cs濃度とピン外径の局所的な増加が確認されている。解析の結果、Cs濃度増加はMOX部からブランケット部へのCsの軸方向移動によるものであると評価された。また、Cs-U-O化合物の形成によるブランケットペレットのスエリングは、PCMIを引き起こすほど顕著には生じていないと評価された。ピン外径増加に及ぼすPCMIの寄与は小さく、外径増加の主な要因は、被覆管スエリングとピン内ガス圧による照射クリープであると評価された。
山本 敏久*; 北田 孝典*; 田川 明広; 丸山 学*; 竹田 敏一*
JNC TJ9400 2000-006, 272 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-006.pdf:9.69MB
多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第1部高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速実験炉「常陽」で用いられているスペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトル誤差を詳細に分析し、各々の誤差の大きさを定量的に評価するとともに、各誤差を積み上げることによって、より合理的な初期推定スペクトル誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトル誤差に起因する誤差は相対的に小さく、断面積誤差に起因する誤差がほとんどであることがわかった。また、核分裂スペクトルの影響によって、数MeV以上の高速中性子束に無視できない量の誤差を生じることがわかった。第2部ガス冷却高速炉の解析手法に関する検討ガス冷却高速炉では、通常のNa冷却炉に比べて、冷却材チャンネルが体積割合に占める比率が大きく、顕著な中性子ストリーミング効果が現れることが予想される。一方、Na冷却炉用に提唱されている既存の手法では、冷却材チャンネルと平行な方向の拡散係数が無限大となり、そのまま適用することができない。本研究では、Kohlerが提唱した軸方向バックリングを考慮した方向依存拡散係数の概念を拡張し、ガス冷却炉でも正確に中性子ストリーミング効果が評価できる手法の検討を行った。第3部水冷却高速炉の解析手法に関する検討低減速の水冷却炉に対して、解析手法の違いによりどの程度計算結果に影響が現れるかについて検討を行った。軽水炉においては、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果が強い空間依存性を持つことが知られており、燃料ペレットを複数の領域に分割して評価する手法が用いられている。水冷却高速炉においても、冷却材として水を使用する以上、同様の問題が現れる可能性がある。検討の結果、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果の空間依存性は小さく、燃料領域を1領域として扱っても、臨界性、転換比ともに解析精度には問題が出ないことが確認された。
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。
野尻 一郎; 深作 泰宏*
PNC TN8410 96-398, 91 Pages, 1996/08
核燃料サイクル施設の臨界安全性の評価では、従来は核燃料の燃焼に伴って生じる反応度の低下を無視し、初期燃料組成を用いて解析を実施している。しかし、この方法では必要以上の安全裕度を見込むこともあり、施設の建設等において費用の高騰をもたらすこともある。経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)では、国際的に施設の設計及び建設時の費用低減要求が高まってきている背景を踏まえて、燃焼度クレジット評価への従来の臨界安全解析コードの適用性を検討するため、臨界ベンチマーク解析を実施している。本資料では、OECD/NEA燃焼度クレジット臨界ベンチマーク解析のPhase2として提案されたPWR使用済燃料を対象とした軸方向燃焼度分布の効果の計算結果について報告する。計算には、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)において開発されたSCALE4を使用した。Phase2は、PWR使用済燃料ピンの無限配列体系(Phase2-A)及び使用済燃料輸送キャスク体系(Phase2-B)について、初期燃料組成及び使用済燃料組成における中性子増倍率を計算し、FP核種、軸方向燃焼度分布等の効果を検討するために設定された課題である。計算の結果、Phase2-A及び2-Bいずれも燃焼度が30GWd/MTUを超える使用済燃料組成では、軸方向の燃料度分布を考慮した体系が中性子増倍率を高く評価する傾向があることが示された。また、Phase2-Aの課題を用いて複数燃料領域の体系を評価するためのSCALE4の3つの計算手順の比較を行い、いずれの計算手順を用いてもほぼ等しい計算結果が得られることを確認した。
桜井 淳; 荒川 拓也*; 山本 俊弘; 内藤 俶孝
JAERI-Research 96-045, 31 Pages, 1996/08
JAERI-Research-96-045.pdf:0.87MB
「計算誤差間接推定法」では未臨界度予測精度は、
-
=K(
-
)で表される。この式は、未臨界度予測精度は軸方向のバックリングの予測精度である(-)に比例することを意味している。比例定数Kは計算によって求めるが、Kの不確かさが未臨界度予測精度に与える影響は、直接=K(+
)によって求めた未臨界度と固有値計算によって求めたとを比べる場合に比べてはるかに小さい。したがってKの値は、既算の値を計算によって求めておけば精度は充分に保たれる。もし=であれば、=となる。TCAの四つの未臨界炉心の実験解析を基にこの方法の信頼性を示すことができた。
三宅 康洋*
PNC TN9440 94-021, 84 Pages, 1994/09
自然循環崩壊熱除去条件での複数集合体内の熱流動現象を多次元熱流動解析コードを用いて解析する際のモデル化手法及び集合体間の熱移行がある条件での集合体内温度分布の予測手法の確率を図ることを目的として,集合体間熱移行に関するCCTL-CFR試験について,AQUAコードを用いた解析を行なった。解析の内容は以下の3点である。1.CFR試験解析。 .横方向の熱の流れに関するパラメーター解析。 3.軸方向流動抵抗分布,パーミアビリティー分布の効果の検討。 試験解析の結果,解析結果は実験結果と非常によく一致した。解析結果の傾向としては,被冷却の条件では,実機の3%
10%レベルの流速条件の範囲で集合体の温度分布が実験と非常によく一致している。また,被加熱の条件では,加熱されている壁近傍の流体温度を相対的に低く評価する傾向にある。 試験解析及びパラメーター解析の結果から,今後,AQUAコードによる集合体内熱流解析手法として,以下を用いることが有効といえる。 (1)メッシュ分割-スタガードハーフピンメッシュ分割(2)軸方向の流動抵抗,PERMEABILIRY-内部サブチャンネルと周辺及びコーナーサブチャンネルに分類して入力する。 (3)径方向流動抵抗及びPERMEAVILITY-感度は小さく,PERMEAVILIRYについてはメッシュ分割内の流路に対応したものを用い,流動抵抗については用いないものとする。
佐藤 泰生*; 佐田富 道雄*; 川原 顕麿呂*
PNC TJ9614 94-001, 59 Pages, 1994/03
垂直気液二相流系におけるサブチャンネル間のクロスフローは、乱流混合、ボイド・ドリフト、および差圧混合の三つの成分から成るといわれている。このうち、各サブチャンネルにおける両相の流量が管軸方向に変化しない平衡流では、乱流混合のみが生じる。これに対し、非平衡流では、一般的には、これら三成分が共存した状態となる。本研究では、このような非平衡流について、管軸方向への流れの再配分過程に及ぼすサブチャンネル間差圧の影響を実験的に調査している。実験には直径16mmの二つの同一サブチュンネルからなる流路を使用し、これら二つに空気と水を不均一に導入することによって、サブチャンネル間に差圧のある場合とない場合のいくつかの非平衡流を実現した。そして、各サブチャンネルにおける管軸方向の空気と水の流量分布、ボイド率分布、片方のサブチャンネルに両相のトレーサーを注入した時の濃度分布のデータを、サブチャンネル管差圧分布のデータと共に得た。さらに、これらのデータを分布して、上述の三成分に対応する空気と水の横方向速度を求め、それらの速度に及ぼすサブチャンネル間差圧の影響を調べた。
茶谷 恵治; 庄野 彰; 鈴木 惣十; 金城 勝哉; 半田 博之*; 清水 康幸*; 門田 弘和*
PNC TN9410 92-076, 348 Pages, 1992/03
動力炉・核燃料開発事業団は、米国エネルギー省(DOE)との共同研究としてオークリッジ国立研究所(ORNL)の原子炉施設TSF(Tower Shielding Facility)を用いて大型炉遮蔽ベンチマーク実験(JASPER計画、Japanese American Shielding Program of Experimental Researches)を実施している。本報告書は、平成3年度に実施したJASPER実験解析、既存TSF実験解析および遮蔽解析手法の検討等について研究成果をまとめたものである。以下に、主要な研究成果を記す。(1)JASPER実験解析平成3年度は、平成2年8月から12月にかけて実験が行われた軸方向遮蔽実験の解析を中心に実施するとともに、平成3年2月から9月にかけて実験が行われた炉内燃料貯蔵(IVS)実験の解析も一部実施した。解析には、JASPER実験解析で標準的に採用している高速炉遮蔽解析システムを用いた。(軸方向遮蔽実験解析)本研究は、燃料集合体の上・下部に設けられる軸方向遮蔽体の遮蔽特性を研究するため、B4 Cまたはステンレス鋼を遮蔽材とした4種類の実験供試体を用いて実施された。平成3年度の本実験解析の結果、次の結論を得た。
秋江 拓志; 奥村 啓介; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 斉藤 純*
JAERI-M 92-030, 68 Pages, 1992/03
扁平二重炉心型高転換軽水炉の炉心概念一般化して軸方向非均質炉心型高転換軽水炉として発展させた。これまで高転換軽水炉に関して得られた知見をもとに、この非均質炉心パラメータの最適化を試みた。その結果、ボイド反応度係数を負に保ちながら、同時に45Gwd/tの燃焼度と0.85の核分裂性Pu残存比が得られるという炉心性能を確認した。炉心領域と内部軸方向ブランケット領域境界に鋭い出力ピークを生じることが、軸方向非均質炉心高転換炉の問題点の一つであった。この出力ピークは炉心領域に接するブランケット領域側にGdを添加することにより大幅に低減でき、同時に炉心燃焼性能も改善されることを示した。
飯島 進; 岡嶋 成晃; 大部 誠; 大杉 俊隆; 根本 龍男; 吉田 弘幸; 三田 敏男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 26(2), p.221 - 230, 1989/02
大型軸方向非均質高速炉に関する臨界模擬実験が高速臨界集合体(FCA)を用いて行なわれた。本報告書は一連の実験計画の中で、基本的核特性の研究を目的としたFCAXII-1集合体による実験とその解析結果である。
飯島 進; 大部 誠; 早瀬 保*; 大野 秋男; 根本 龍男; 岡嶋 成晃
Nuclear Science and Engineering, 100, p.496 - 506, 1988/12
被引用回数：2 パーセンタイル：31.38(Nuclear Science & Technology)FCAにおいて大型軸方向非均質高速炉の核特性を研究するため臨界模擬実験が実施された。本報告は軸方向非均質炉心を模擬したFCA XII-1、XIII-1、XIII-2集合体による実験結果と先に行われた均質炉心模擬実験(XI-1)の結果を合わせ、軸方向非均質炉心の最も重要な核特性の1つである出力分布について検討した。
大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(1), p.32 - 44, 1988/01
軸方向非均質炉心の炉物理特性の把握を目的として、スキャニング法により相対出力分布を測定した。測定はゾーン型部分模擬炉心の中心軸方向について行った。均質炉心に比べて、炉心中心部に内部ブランケットをもつ非均質炉心では出力分布が平坦化されることが実験的に観測された。また相対出力分布から出力ピーキング係数を求めた。軸方向非均質炉心の上部から模擬制御棒(B
C)を部分挿入した場合の出力分布の歪みについても調べた。内部ブランケットが炉心中心に存在することによって上部炉心に加えられた制御棒による出力の歪みは下部炉心に対して緩和されることが明らかになった。計算は実験値を炉心領域および内部ブランケット領域で良く再現しているが、外部ブランケットの外側では約10%過小評価している。
岩崎 良一*; 菊地 和明*; 月森 和之*
PNC TN9410 87-073, 206 Pages, 1987/03
FBR大型炉の合理化方策のひとつとして配管用ベローズ継手の開発が昭和58年度より進められているが、ベローズの疲労及びクリープ疲労試験もこの中の重要なR&D項目のひとつとして位置付けられる。本報告書はその第1報として、室温及び高温(600
)雰囲気で行ったベローズの疲労試験の成果をとりまとめたものである。試験体としては呼び径42in、7山のSUS316液圧成型ベローズを用いている。主な成果を以下に掲げる。(1)疲労き裂は大旨ベローズ両端に近い谷外表面に発生し、大部分は粒内破壊である。(2)ベローズのバネ定数、ひずみ応答等の弾性域でのベローズの基本的な挙動は、EJMAスタンダードの評価式あるいはFEM解析によって妥当な評価が得られる。(3)ベローズの疲労寿命は、実測ひずみに基づき、材料ベースの疲労度評価によって十分予測できる。(4)ベローズに発生する最大の全ひずみ範囲は、弾性公称ひずみ範囲にベローズ1山の非弾性による割増係数(f1・f2)と各山の鋼性のばらつきによる割増係数(f3)を乗じることにより、妥当な評価が得られる。以上により、ベローズ発生ひずみ及び疲労寿命を適切に評価できる見通しを得た。
スキャニング法による軸方向非均質模擬炉心(FCAXIII炉心)の相対出力分布の測定佐藤 邦雄; 大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 若英*
JAERI-M 86-191, 76 Pages, 1987/01
スキャニング法により、軸方向非均質炉の径方向核特性を把握する為、軸方向非均質部分模擬炉心(FCAXIII炉心)の相対出力分布を測定した。ここでは、内部ブランケットを炉心中心部に設けたFCAXIII-1およびFCAXIII-2炉心の出力分布から径方向の出力分布の平坦化の度合・チャンネル出力の変化を調べた。この測定により、炉心中心部に内部ブランケットを設ける事により、軸方向のみならず径方向にも出力分布の平坦化が達成できる事を確認した。また、内部ブランケットの形状を変えることによって チャンネル出力の平坦化が達成できる事を確認した。測定した全てのケ-スについて計算を行なったが、計算値はおおむね実験値の傾向を再現している。実験値と計算値は炉心領域においては良く一致している。しかし 内部ブランケットおよび軸方向ブランケット領域では、計算値は実験値を過小評価している。チャンネル出力分布及び出力ピ-キング係数に付いては、計算値と実験値は良く一致している。
飯島 進; 岡嶋 成晃; 早瀬 保*; 大部 誠; 大杉 俊隆; 小圷 龍男*; 桜井 健; 大野 秋男; 佐藤 邦雄; 佐藤 若英*; et al.
JAERI-M 86-065, 126 Pages, 1986/03
大型軸方向非均質炉心模擬実験の一環として、FCA XIII-1集合体を用い、径方向核性を測定する実験が行われた。実験項目は臨界特性、反応率分布と反応率比、出力分布、物質反応度価値及びBC制御棒反応度価値である。核デ-タとしてJENDL-2を使用し、原研の高速炉核特性計算コ-ドシステムを用い実験解析を実施した。
栗原 良一; 植田 脩三
圧力技術, 24(5), p.254 - 263, 1986/00
高温ガス炉の設計に資することを目的とし、円筒試験体の外表面に人工欠陥を加工して、内圧クリープによる変形及び破壊挙動を調べた。本報では、ハステロイX製の円筒試験体を使用し、900
Cの温度下で内圧を負荷した実験結果について考察を行った。また、汎用有限要素法プログラムADINAを用いて、切欠き付円筒試験体モデルのき裂が進まないと考えられるクリープ初期の変形について数値解析を行った。試験の結果、クリープ破断時間は切欠きの長さとともに減少することがわかった。また、電気抵抗法によるき裂進展測定法が900Cの温度下でも有効であることがわかった。さらに、ADINAを用いて数値解析を行った結果、クリープ初期の変形及び切欠き周辺の応力分布を求めることができた。
スキャンニング法による大型軸方向非均質模擬炉心の相対出力分布の測定佐藤 邦雄; 大杉 俊隆; 大野 秋男
JAERI-M 85-207, 42 Pages, 1985/12
軸方向非均質模擬炉心の相対出力分布をスキャンニング法により測定した。内部ブランケットの存在により軸方向出力分布が平坦化される度合を調べるために、出力ピーキング係数を求めた。軸方向出力ピーキング係数は厚さ20cmの内部ブランケットを設けることで約12%減少することがわかった。模擬制御棒を炉心内に部分挿入した場合の出力分布の歪みを測定した。この測定により制御棒の濃縮度と歪みの大きさの関係、歪みの伝播する範囲、およびその範囲が内部ブランケットの存在によって変化することを明らかにした。測定した全てのケースについて計算を行った。計算値は炉心およひ内部ブランケット領域では実験値をよく再現しているが、外部ブランケット領域では過小評価していることがわかった。
飯島 進; 岡嶋 成晃; 三田 敏男*; 大部 誠; 大杉 俊隆; 小圷 龍男; 向山 武彦; 大野 秋男; 早瀬 保*; 佐藤 邦雄; et al.
JAERI-M 85-045, 136 Pages, 1985/04
FCA XII-1集合体は軸方向非均質炉心模擬実験計画における2番目の炉心である。測定項目は臨界性、Naボイドワース、サンプルワース、反応率分布、ドップラーワースB制御棒ワースおよび線発熱であり、軸方向核特性全般について実験した。以上は標準炉心での測定であり、続いてBC模擬制御棒挿入体系での測定を行った。実験結果は核データとしてJENDL-2を用い、原研の標準的核特性計算手法を用いて解析を行ない、軸方向非均質炉心の核特性計算における核データと計算手法について検討した。
