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論文

高速炉自然循環崩壊熱除去時炉心内熱流動現象に対するプラント動特性解析コードの適用性に関する研究

浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 鍋島 邦彦; 小野 綾子; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00431_1 - 16-00431_11, 2017/04

https://doi.org/10.1299/transjsme.16-00431

日本原子力研究開発機構では、ナトリウム冷却高速炉の設計及び安全評価用の解析手法の1つとしてプラント動特性解析コードSuper-COPDを開発している。本研究では、自然循環時の炉心内ナトリウム温度分布の予測精度を向上させるため、燃料集合体内摩擦損失係数導出方法の見直しを行った。本解析コードの妥当性確認の一環として、ナトリウム試験装置PLANDTLを用いた自然循環崩壊熱除去運転模擬試験の解析を実施したところ、炉心内ナトリウム温度分布の解析結果は試験結果とよく一致した。これにより、本解析コードが自然循環時の主要な炉心内熱流動現象である燃料集合体内/間の流量再配分、集合体間熱移行を適切に再現できることを示した。

報告書

日本原子力研究所・研究炉JRR-3Mの燃料領域照射筒内部の詳細中性子スペクトル計算

曽野 浩樹; 中野 佳洋; 山根 義宏*; 三澤 毅*; 横尾 健司

JAERI-Research 95-059, 83 Pages, 1995/09

JAERI-Research-95-059.pdf:2.24MB

筆者らは、原研・研究炉JRR-3Mの燃料領域照射筒を用いて、放射化実験によりTRUの断面積を積分的に評価することを計画している。この実験解析で必要となる試料照射位置におけるエネルギー107群の中性子スペクトルを、燃焼履歴・制御棒パターンを考慮した全炉心計算と、照射筒内部の構造を均質化せずに中性子束を計算する照射筒内部詳細計算とを組み合わせる2段階計算により求めた。2段階計算で求められた中性子スペクトルは、反応率に着目して実験値と比較した結果、相対値については数%の精度で一致した。しかし、絶対値に関しては、制御棒吸収体の近傍で最大30%の差が見られ、より一層の精度向上のためには、制御棒まわりの中性子輸送効果の補正法を改善する必要がある。

報告書

Non-destructive gamma-ray spectrometry and analysis on spent fuel assemblies of the JPDR-I

須崎 武則; 鶴田 晴通; 松浦 祥次郎

JAERI 1296, 55 Pages, 1985/07

JAERI-1296.pdf:2.5MB

JPDR全炉心の使用済燃料集合体について、再処理工場への輸送に先立ち、非破壊$$gamma$$線スペクトロメトリを行った。」その結果を、出力分布、中性子スペクトルの空間変化、運転覆歴を考慮して解析した。この炉の1体の標準的な集合体に関して見出された較正曲線を利用して、非破壊測定による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの$$gamma$$線強度分布および$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csの$$gamma$$線強度比分布から、それぞれ、集合体平均の燃焼度およびPu/U原子数比を求めた。これらの結果と燃焼計算結果は互に良く一致した。非破壊測定から推定した炉心内の全Pu蓄積量は再処理結果ときわめて良い一致を示した。

口頭

高効率TRU燃焼を可能とする革新的水冷却炉RBWRの研究開発,1; 全炉心輸送計算による炉心特性評価

三輪 順一*; 長家 康展; 大塚 雅哉*

no journal, , 

高効率TRU燃焼を可能とする革新的水冷却炉RBWR(Resource-renewable Boiling Water Reactor:資源再利用型沸騰水型軽水炉)を対象に、群定数計算に起因する誤差を排除できる全炉心モンテカルロ計算システムに熱水力計算を連成させた核熱結合計算および燃焼計算が可能な核熱連成計算システムを構築した。擬似物質法を使用することにより、計算に必要なメモリ使用量を大幅に削減し、現在の計算機リソースで全炉心モンテカルロ計算による炉心設計ができることを確認した。

口頭

炉内温度分布を考慮したHTTR全炉心燃焼計算

池田 礼治*; Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

no journal, , 

MVP-BURNを用いて炉内温度分布を考慮したHTTR炉心の燃焼計算を実施した結果、温度分布を考慮することで反応度が燃焼期間を通して約1%$$Delta$$k/k低下すること、炉心全体の$$^{235}$$U物質量が約0.3%変化することが明らかになった。

口頭

モンテカルロ法によるHTTRの全炉心燃焼計算における炉内温度分布の影響評価

池田 礼治*; Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

no journal, , 

モンテカルロ法を用いて炉内温度分布を考慮したHTTR炉心の燃焼計算をはじめて実施した結果、温度分布による反応度への影響が確認された。この結果から炉心の核特性を高精度に評価するには温度分布も考慮する必要があることが明らかとなった。

口頭

先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,12; MVP/NASCAを用いたBWR全炉心核熱連成解析

多田 健一; 近藤 諒一; 神谷 朋宏; 福田 貴斉; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之

no journal, , 

原子力機構では、核熱連成シミュレーションの実現に向けて、マルチフィジックス用プラットフォームJAMPANの開発を行っている。前回の報告では、各集合体の入口流量調整機能など、MVP/NACAによるBWRの多集合体体系の解析に必要な機能を整備した。本発表では、これらの機能を用いてMVP/NASCAによる全炉心解析を実施した。解析体系は、OECD/NEAのPhase-3Cベンチマークを用いた9$$times$$9燃料集合体を並べた仮想的なBWR全炉心体系と、OECD/NEAのPeach Bottom2号機のタービントリップベンチマークに記載されている初装荷炉心の二通りである。本発表では、これらの全炉心核熱連成解析結果について報告する。

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