可搬型炉特性パラメータ解析計算

大坪 章

PNC TN9410 98-059, 53 Pages, 1998/06

PNC-TN9410-98-059.pdf:1.23MB

動燃では宇宙・地上・深海高速炉システムの定常解析コードとしてSTEDFAST(Space, TErrestrial and Deep sea FAST reactor system)を開発している。これは、深海, 宇宙及び地上でのコジェネレーション用の動力源として用いるガスタービン発電方式高速炉システムにつき、システムパラメータの最適値を得るためのものである。今回は本解析コードを使用してパラメータサーベイ計算を行って可搬型炉特性につき研究することとした。深海炉については、40kWeのNaK冷却型の炉をベースケースとして種々の変数を変化させて計算した。深海炉では設計上重要な要素である機器重量合計と廃熱のための耐圧殻上の必要表面積に着目した。前者については発電量及び耐圧殻材料が、後者については発電量、原子炉出入口温度、海水自然循環熱伝達係数等が特に影響の大きい変数であった。宇宙炉については、40kWeのNaK冷却型の炉をベースケースとして、コンプレッサ入口温度、原子炉出入口温度、タービン入口圧力を変化させて計算した。宇宙炉の重要特性である機器重量合計には、前2者の影響が大きかった。地上炉についてはPb冷却の熱出力100MWtの炉をベースケースとして、コジェネレーション用の100の熱水を製造する熱交換器の伝熱管本数、コンプレッサ段数、1次系冷却材の種類を変化させて計算した。1次系冷却材をPbとNaの場合の比較では、密度がかなり異なるので当然のことであるが、1次系重量流量に関しては前者の場合後者の場合よりもずっと大きくなった。その他については、特筆するほどの大きな特性の変化は無かった。

h法による自動要素分割機能を備えた非線形有限要素プログラムの開発

坂井 哲也; 月森 和之

PNC TN9410 98-069, 128 Pages, 1998/05

PNC-TN9410-98-069.pdf:2.55MB

計算科学の進歩を取り入れた先進的な解析手法を取り込み、大型炉の最適化設計に供することを目的とした構造解析における解析支援エキスパートシステムの構築ニーズが高まっている。本報はそのシステムの開発の一環として、弓削・岩井の提案する方法*1を基に解析精度の確保、解析データ作成作業の軽減及び計算コストの低減等の観点から、弾塑性解析に代表される強度の非線形問題をより円滑に進められることを目的とした、h法による順応型要素細分割機能の開発について報告するものである。今回、順応型要素細分割機能として適用したh法は、初期に作成した有限要素メッシュから、増分ステップ毎に単位面積当たりの吸収エネルギー量が一定値を越えた要素を細分化し、局所的にメッシュの密度を高める手法である。システム構築にあたっては、一般的な非線形有限要素コードをベースに前記のh法による順応型要素細分割機能を新たに作成し、組み込む形態で開発を行った。本システムの有する機能を以下に示す。(1)熱弾塑性に関する非線形問題に適用可能(2)使用できる要素・4節点平面応力要素、・4節点平面ひずみ要素・4節点軸対象ソリッド要素・4節点積層シェル要素(3)構成則・大野モデル・移動硬化則・ORNL10サイクル硬化則(4)反復法はニュートンラフソン法(5)取り扱い可能荷重・集中荷重・分布荷重・自重・温度荷重(6)載荷形態としてサイクリックな繰り返し荷重が取り扱い可能(7)細分割手法・アスペクト比による初期要素形状のひずみ矯正・増分ステップ毎に単位面積当たりの吸収エネルギー量が一定値を越えた要素をh法により細分化・細分割のしきい値(判定値)である吸収エネルギー量の要素の分割回数、材料種別ごとの複数入力機能の付加なお、本システムのプログラム作成および検証問題におけるテストランについては、(株)計算力学センターが実施した。

汎用詳細炉定数の整備

高野 秀機*; 金子 邦男*

PNC TJ9500 98-002, 126 Pages, 1998/03

PNC-TJ9500-98-002.pdf:2.51MB

これまでの炉定数整備・改良研究の予測精度研究を発展させて、近年の多様なスペクトルを採用した高速炉、中速中性子炉及び熱中性子炉の炉心・遮蔽領域において一貫した解析評価を行うため、新たなフォーマットを採用した汎用の詳細解析用炉定数の概念を検討し、整備を行った。この汎用詳細炉定数の概念は、熱領域についてはSRACライブラリー、共鳴吸収領域は40keVまで拡張した超詳細群ライブラリー、高エネルギーは20MeVまでに拡張し、遮蔽計算にも適用できるようにVITAMIN構造の175群を採用している。ここでは、高速炉の国際ベンチマーク問題に対応できるように20核種について、20MeVまでの175群ライブラリーと重核についての超詳細群ライブラリー作成した。また、73群及び163群ライブラリーを作成して比較検討を行った。比較した核特性は、keff'中心反応率比及び反応率分布である。核特性計算は均質の1次元ベンチマークモデルで行い、従来の70群ライブラリーと比較した。その結果、keffについては-0.430.26%の差が見られるが平均的には同等であった。中心反応率比及び反応率分布への影響は小さかった。

「常陽」MK-II制御棒の照射後試験 -吸収ピンの照射挙動評価-

丸山 忠司; 宇都 学; 田中 康介; 小野瀬 庄二; 浅賀 健男

PNC TN9410 97-077, 177 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-077.pdf:9.84MB

「常陽」MK-II 制御棒の照射後試験は1983年に開始され、初装荷制御棒から5次取り替え制御棒まで、合計16体、ピンにして約110本の照射後試験が行なわれた。このうち5体の制御棒で、合計15本の制御棒吸収ピンにクラックの発生していることが確認された。本報告は、これら吸収ピンのクラック発生原因を究明するために行われた、非破壊試験、破壊試験、および制御棒挙動解析コードCORALをもちいた解析の結果について述べたものである。 吸収ピンのクラック発生は燃焼度約39x1026cap/m3までは見られず、一方、クラック発生が見られたピンはいずれも燃焼度が43x1026cap/m3以上でかつB4Cペレットと被覆管の初期ギャップが0.44mm以上のものであった。吸収ピンのクラック発生位置は最下端のB4Cペレット付近に集中しており、吸収ピン断面金相観察の結果では、B4Cペレットは細かく割れ、被覆管とのギャップは一部閉塞していた。被覆管の変形は異方的で、オーバリテイが認められ、クラックは被覆管の短径側で多く発生する傾向が見られた。被覆管の破断面は典型的な粒界破壊をしていることが特徴である。被覆管のHe分析では、被覆管内表面にHeの蓄積が認められていたが、被覆管全体のHe濃度は特に高い結果にはなっていない。TEM観察でもHeバブルは明瞭に観察されなかった。 クラック発生原因としては、B4Cペレットのリロケーションにより照射初期に被覆管とのギャップが閉じてしまい、ACMIが発生したことによるものと考えられる。CORALコードによる挙動解析の結果では、ACMIによる発生する被覆管のひずみは、照射クリープで吸収することができず、燃焼が進むとともに塑性ひずみが増大し、被覆管にクラックが発生したものと考える。

ナトリウム燃焼解析コードASSCOPSの開発と検証

石川 浩康; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 大野 修司; 三宅 収; 前田 清彦

PNC TN9410 97-030, 93 Pages, 1997/04

PNC-TN9410-97-030.pdf:2.2MB

高速炉の安全評価におけるナトリウム漏えい燃焼の解析において、スプレイ燃焼とプール燃焼をお互いの影響を考慮しながら同時に取り扱うことが可能なようにするため、スプレイ燃焼解析コードSPRAY-IIIMとプール燃焼解析コードSOFIRE-MIIを結合させた新たなナトリウム燃焼解析コードASSCOPS(Analysis ofSimultaneous Sodium Combustions in Pool and Spray)を開発した。開発したASSCOPSコードの妥当性を検証するため、内容積21mSUP3/SUPの試験容器を用いて実施したナトリウムスプレー燃焼の実験結果を解析し、以下の結論を得た。(1)窒素雰囲気においては、SPRAY-IIIMコードでガスから壁への熱移行量が過小評価であった点について改善され、ガス圧力・温度に関してほぼ妥当評価をする (2)空気雰囲気においても、SPRAY-IIIMコードで全般的に過小評価であった点について改善され、ガス圧力・温度に関してほぼ妥当な評価をする (3)ガスと壁との間の輻射伝熱とプール燃焼を考慮しない「もんじゅ」パラメータを用いた場合には、窒素雰囲気および空気雰囲気ともにガス圧力・ガス温度に関して保守的な評価をする これらの結論から、SPRAY-IIIMコードを用いた従来の解析における課題を解決できたことを確認した。

先進的湿式プラントの設計研究(II) (1)再処理燃料製造施設一体化の検討

石井 保*

PNC TJ8211 97-002, 145 Pages, 1997/03

PNC-TJ8211-97-002.pdf:8.54MB

先進的湿式プラントは、高速炉燃料サイクルコストの大幅な低減を目指したプラントであり、晶析法と改良型PUREX法とを中心とした再処理施設と、ゲル化転換・振動充填方式による酸化物粒子燃料の製造を行う燃料製造施設とを合体させた、一体型の燃料サイクルプラントである。本設計研究は、昨年度実施された『先進的湿式プラントの設計研究』の成果をもとに、再処理・ 燃料製造施設一体化と、再処理施設のうちの前処理工程の設備構成に関して、更に詳細な検討を行うことを目的として、下記の評価・検討を実施したものである。(1)再処理・燃料製造施設一体化の得失評価本プラントの付帯工程のうち、廃液処理工程および低放射性固体廃棄物処理工程の設備構成の再検討を行うとともに、この再検討結果等に基づいて、本プラントとして、再処理施設と燃料製造施設とを一体化した場合の得失を検討・評価した。(2)前処理工程の検討処理対象燃料であるコア燃料とブランケット燃料との混合を、前処理工程で行う場合の設備構成について、混合位置や混合方法をパラメータとする複数のケースを設定し、各ケースを経済性、取扱い性(運転管理の容易性等)、安全性、実証性等の観点から比較・評価して、本プラントに適すると考えられる設備構成を検討した。

高速炉遮蔽計算法の検討

東 邦夫*; 秦 和夫*

PNC TJ2604 87-001, 31 Pages, 1987/03

PNC-TJ2604-87-001.pdf:0.59MB

材料開発室は、高速炉の燃料被覆管及びラッパ管の主にナトリウム環境効果評価試験を、昭和45年度より行っている。これらの成果は「常陽」MK-2燃料集合体及び高速原型炉「もんじゅ」の燃料集合体の材料選定及び設計基準の策定に反映されている。本計画書は、「もんじゅ」初装荷以降及び将来の実証炉の炉心材料として、高燃焼度、長寿命化をめざした炉心材料の開発のために、昭和60年度62年度における材料室が分担するR&Dの試験項目、目的、概要、供試材料、試験装置及びスケジュール等を記述したものである。

F.P.ヨウ素の活量への放射線照射効果

not registered

PNC TJ260 82-04, 33 Pages, 1982/03

PNC-TJ260-82-04.pdf:1.15MB

本研究は,1981年6月-1982年3月末の期間に実施されたF.P.ヨウ素の活量への放射線照射効果についての実験的研究について述べたものである。高速炉のステンレス鋼被覆管成分の燃料ペレット中への化学輸送現象を説明するモデルとして,ヨウ化セシウムの放射線分解によって生成するヨウ素を介しての気相輸送モデルが提唱されているが,本研究はその妥当性を検証する目的で,ヨウ化セシウムの電子線照射下で鉄の化学輸送が生ずる条件を実験的に研究したものである。その結果,高温表面で鉄の析出が生ずることが観察され,鉄について上記のヨウ素を介する気相輸送モデルの妥当性を検証する結果が得られた。

トリウム原子力システムをめぐる状況と今後,1; トリウム原子力システム研究開発の世界動向

佐々 敏信

no journal, , 

日本原子力学会「トリウム原子力システム研究専門委員会」の主な活動の一環として、トリウム原子力システムの研究開発状況を把握するため、現在提案されているトリウム原子力システムについて、公開文献をもとに主要な性能や実現性の見通し等について調査した。トリウム資源が豊富なインドをはじめ、アジア,欧州,米国と世界の原子力利用国で研究が行われている。燃料には、ペブルまたは溶融塩(一部は高速中性子体系)が用いられている。炉心熱出力は、デモ炉やモジュラー炉級の数100MWから発電炉で最大約5GWまでの提案がある。実現性については、多くの提案が概念検討段階だが、一部に許認可を狙う概念や国内の環境影響評価が承認された概念もあった。