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論文

ナトリウム冷却高速炉の自然循環崩壊熱除去時における炉内熱流動評価手法の高度化,1; 径方向熱移行現象評価に関わるサブチャンネル解析コードASFERの妥当性確認解析

菊地 紀宏; 堂田 哲広; 橋本 昭彦*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之

第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06

高速炉の安全性強化の観点から、循環ポンプ等の動的機器を必要としない自然循環冷却が期待されている。自然循環時の炉心流量は定格運転時の2から3%程度となり、隣接する燃料集合体間の径方向熱移行や浮力による炉心内流量再配分が、炉心全体及び燃料集合体内の温度分布に与える影響が相対的に強くなる。自然循環時の燃料集合体内温度分布評価では、この燃料集合間熱移行の考慮が重要となる。本研究では、燃料集合体内熱流動解析と連成させた炉心全体の熱流動解析評価手法整備の前段階として、低流量かつ径方向熱移行量が大きい条件での燃料集合体内熱流動に対するサブチャンネル解析コードASFREの妥当性確認を目的に、隣接集合体間の径方向熱移行が発生する条件で実施されたナトリウム試験を対象とした試験解析を実施した。計測結果との比較により、これまで集合体単体を対象に整備を進めてきたASFREの既存物理モデルである、圧力損失を評価するDistributed Resistance Model及び集合体内の乱流混合を評価するTodreas-Turi Modelの径方向熱移行現象評価への適用性及び解析結果の妥当性確認を行った。

論文

Evaluation of scale effects in tight-lattice bundles using subchannel analysis

玉井 秀定; 吉田 啓之; 増子 献児*; 秋本 肇

Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.230 - 236, 2004/12

サブチャンネル解析コードNASCAを用いて、稠密格子炉心におけるバンドルスケール(燃料棒本数)が限界出力に及ぼす影響を解析的に検討した。その結果、バンドルスケールが異なっても、水はバンドル周辺部に蒸気はバンドル中央部に集まる傾向及び沸騰遷移はバンドル中央の上部高出力部上端で発生する傾向などは同じであることを確認した。また、バンドルスケールが大きいほど、冷却材が効率よく作用するため、ロッド1本あたりの除熱限界が高くなることを確認した。原研で実施した37本バンドル熱特性試験の実験解析を実施し限界出力の実験値と計算値を比較した結果、本解析手法が限界出力の十分な解析精度を有することを確認した。

論文

3D measurement of void distribution of boiling flow in a tight-lattice rod bundle by neutron tomography

呉田 昌俊; 玉井 秀定

Proceedings of 5th International Conference on Multiphase Flow (ICMF 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/06

低減速軽水炉炉心内のボイド率分布特性を調べるため、中性子ラジオグラフィ3次元計測技術(中性子トモグラフィ)を用いて、稠密7本バンドル試験体内を流れる沸騰流の詳細な3次元ボイド率分布を計測した。本試験体は、低減速軽水炉を模擬したもので発熱棒径が12mm、棒間ギャップが1mmである。本報では、中性子トモグラフィシステム,実験結果及び、サブチャンネル解析コードであるCOBRA-TFと実験値の比較結果に関して述べる。実験は、研究用原子炉JRR-3炉室内で実施し、新開発の中性子トモグラフィアルゴリズムにより空間解像度が0.1-0.2mm/pixelと高精細でボイド率の空間分布データを測定している。本実験結果から、液膜が狭い領域に集まりやすいこと,蒸気が流路中央部に集まりやすいことなどがわかった。また、COBRAコードはボイド率を高めに計算する傾向があることがわかった。

報告書

Steady-state and transient DNB analyses for JAERI passive safety reactor (JPSR) using COBRA-IV-I and RETRAN-02/Mod3 codes

大久保 努; X.Jiang*; 新谷 文将; 落合 政昭

JAERI-Research 98-042, 49 Pages, 1998/08

JAERI-Research-98-042.pdf:1.58MB

原研型受動安全炉(JPSR)の定常時及びポンプトリップ事象時の熱的な裕度を評価するため、COBRA-IV-I及びRETRAN-02/Mod3コードを用いた解析を実施した。定常時において、流体混合係数等のパラメータに関する感度解析を実施した。過渡解析に対しては、主冷却水ポンプの慣性等のパラメータに関する感度解析を実施した。計算結果によれば、定常時には大きな熱的裕度が有るが、ポンプトリップ時に対しては、炉心入口での流量低下が速いことにより、最小DNBRが非常に小さな値になる。この熱的裕度を増加させるためには、主冷却水ポンプの慣性を増加させる設計とすることが最も効果的であることを明らかにするとともに、本過渡変化における最小DNBRを増加させる方策に関する提案を行っている。

論文

Recent activities on subchannel analysis at JAERI

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。

口頭

高速炉燃料集合体熱流動解析ASFREコードの開発; ナトリウム試験解析による妥当性確認

菊地 紀宏; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の安全性向上および設計最適化の一環として、定格運転時を含む様々な運転条件下における燃料集合体内の熱流動評価の高精度化が求められている。高速炉計算工学技術開発部では、効率的に燃料集合体の熱流力設計や安全性評価へ適用するため、サブチャンネル解析コードASFREを整備してきた。本発表では、炉内冷却特性評価において重要な要因となる集合体間径方向熱移行が存在する条件でのナトリウム試験を対象に解析を実施して、適切に冷却材温度を評価できることを示し、ASFREの妥当性確認結果について報告する。

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

ナトリウム冷却高速炉におけるマルチレベル・シナリオシミュレーション技術開発, 10; マルチレベルシミュレーションシステムにおける基本モジュールの連成手法の整備

堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁; 高田 孝; 大島 宏之

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全基盤技術として、SFRの設計オプションに柔軟に対応し、設計で想定される運転状態に対して高効率解析から高精度な現象予測解析までを1つのシステムで実現するマルチレベルシミュレーションシステム(MLPS)の開発を進めている。燃料集合体解析コードと核特性解析コードをプラント動特性コードと連成させる手法を整備し、燃料集合体-炉心全体熱流動の連成問題及び制御棒不作動時の核-熱連成問題の解析を実施した。1Dコードのみで解析した結果との比較により、各連成手法の妥当性を確認した。

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