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論文

Measurement and analysis of feedback reactivity in the Monju restart core

北野 彰洋; 竹越 淳*; 羽様 平

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(7), p.992 - 1008, 2016/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.25(Nuclear Science & Technology)

フィードバック反応度について、原子炉出力に対する反応度係数(K$$_{R}$$)及び原子炉容器入口温度に対する反応度係数(K$$_{IN}$$)による反応度モデルに基づき、測定評価手法を開発した。この方法では、2つの反応度効果を同時に評価することが可能であり、2010年に実施された性能試験に適用した。考えられる誤差を評価し、反応度係数を3%以内の誤差で評価した。炉心内の温度分布を考慮した解析評価も実施した。K$$_{R}$$のC/E値は、誤差範囲内での一致を確認し、K$$_{IN}$$は等温温度係数評価結果と整合する結果であった。また、集合体出口温度については、計算評評価値と実測値が0.2$$^{circ}$$C以内で一致し、温度計算の妥当性が確認された。

報告書

オンサイトプラントアナライザの開発(1)-モデル構築GUI・プラントデータ取り込み機能の開発-

not registered

JNC-TN4400 2000-002, 33 Pages, 2000/06

JNC-TN4400-2000-002.pdf:5.22MB

オンサイトプラントアナライザは、原子力プラントの非定常運用や事故発生時に、生起する事象の詳細解析を支援する計算機応用システムとして提案されている。同アナライザは、動特性解析コードを内在し、プラントの事象解析を短時間で効率よく実施できる解析支援システムである。このようなオンサイトプラントアナライザにおける開発要素は、解析モデル構築機能およびプラントデータ取得機能である。また、現在の解析コードにこれらの機能を付加することは、もんじゅのプラント動特性解析作業全般の効率化にもつながる。そこで、主として、「もんじゅ」性能試験時のプラント動特性解析作業を支援することに目的を絞り、これらのプラントアナライザの基本機能を開発した。システムでは、もんじゅの安全評価などに使用されたFBR動特性解析コードCOPDを発展させたSUPER-COPDを動特性解析実行部分に採用した。モデル構築においては、GUI(グラフィカルユーザインタフェース)画面上で機器に対応したアイコンを操作し、解析モデルをそのまま構築できるようにするなど、操作を全てGUIにより行えるようにした。また、「もんじゅ」プラントデータ収録システムからプラントデータをオンラインでリアルタイムに直接取り込む機能を設けた。取り込んだプラントデータは、解析時に境界条件としてプロセス量を格納する

報告書

多様な冷却系システムの熱流動評価

大島 宏之; 堺 公明; 永田 武光; 山口 彰; 西 義久*; 植田 伸幸*; 木下 泉*

JNC-TN9400 2000-077, 223 Pages, 1999/05

JNC-TN9400-2000-077.pdf:6.24MB

実用化戦略調査研究PhaseIの一環として、各種炉型における崩壊熱除去性能評価、炉心・燃料体熱流動評価、および伝熱流動相関式の調査を実施している。本報告書はこれらについて平成11年度の成果をまとめたものである。崩壊熱除去性能評価については電力中央研究所との共同研究として実施し、プラント動特性解析によりナトリウム冷却炉炉壁冷却系(RVACS)の除熱性能に対する各種設計パラメータの影響を把握するとともに、除熱限界の予備評価によりその適用上限を電気出力50万$$sim$$60万kW程度と推定した。また、ガス冷却炉および重金属冷却炉(鉛、鉛-ビスマス)用の動特性解析手法の整備を行うとともに、仮想プラントを対象として予備解析を実施し、定性的な過渡特性を把握した。さらに各プラントの自然循環力比較のための無次元数を導出した。炉心・燃料体熱流動評価においては、重金属冷却炉やガス冷却炉のピン型燃料集合体、ヘリウムガス冷却炉の被覆粒子燃料体、ダクトレス炉心に対応する熱流動解析手法の整備を行った。また、予備解析として、鉛冷却炉とナトリウム冷却炉の燃料集合体内熱流力特性の比較、炭酸ガス・ヘリウムガス冷却炉の燃料体内熱流力特性の把握、およびナトリウム冷却炉における内部ダクト付燃料集合体内熱流力特性の把握を行った。伝熱流動相関式の調査では、ガス冷却炉、重金属冷却炉に対して、主に炉心・燃料体の熱流動評価の際に必要となる圧力損失相関式や熱伝達相関式を、文献をベースに調査、比較検討を実施し、信頼性と利用しやすさの観点から層流領域から乱流領域までをカバーできる相関式群を推奨した。また、同時に詳細設計への適用には信頼性が不十分と思われるものを、今後データを充足すべき課題として摘出した。

報告書

ATR三次元核熱水力計算手法について

山口 隆司

PNC-TN1410 97-026, 16 Pages, 1997/07

PNC-TN1410-97-026.pdf:0.29MB

3次元核熱水力結合炉心計算コード「LAYMON-2A」は、ATRの出力分布計算及び制御棒反応度価値計算に用いられる。本コードは、臨界ほう酸濃度のサーチ機能等、炉心運用計画に必要な各種機能を持っており、炉心燃焼計算等の各種シミュレーション計算を行うことができる。なお、本コードの核定数は、炉心内の燃焼度分布、冷却材ボイド率分布、ほう酸濃度等を考慮するため、これらをパラメータとしたフィッティング式の形で入力される。さらに、「LAYMON-2A」コードにキセノン・サマリウムの動特性方程式を組み込んだ炉心3次元キセノン動特性解析コード「LAYMON-2C」は、炉心の出力レベル、出力分布変化に伴うキセノン・サマリウム濃度の時間変化を考慮でき、炉心3次元のキセノンによる出力の空間振動特性及び領域出力制御特性解析に用いられる。

報告書

高速炉核特性の数値解析手法の改良(II)

竹田 敏一*; 木本 達也*; 北田 孝典*; 片木 洋介*

PNC-TJ9605 97-001, 100 Pages, 1997/03

PNC-TJ9605-97-001.pdf:2.82MB

本報告書は次の2部と付録から構成されている。第1部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良第2部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良付録 高速炉におけるドップラー反応度解析のためのU238サンプルの実効断面積第1部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良摂動モンテカルロ法の理論式の検討を行い、その後摂動モンテカルロ法の計算コードへの導入を行った。同じヒストリー数の計算を行ったところ、摂動モンテカルロ計算コードでの計算時間は、通常のモンテカルロ計算の1$$sim$$2割程度の増加であった。作成した摂動モンテカルロ計算コードを用いて行った試計算結果は概ね妥当であり、また偏差も十分に小さいことから、摂動モンテカルロ法の有効性が示された。 しかしながら、得られた摂動前後の固有値の差が評価手法により、正や負になる場合があること、また、摂動による中性子源分布の変化を考慮しない従来手法と、摂動による中性子源分布の変化を考慮する新手法の間で、計算結果に有為な差が見られないことから、さらに摂動モンテカルロ計算コードに対して検討を加える必要がある。第2部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良ノード法を用いた六角-Z体系用輸送計算コード「NSHEX」は、高速炉の炉心計算において非常に精度のよい評価を得ることがこれまでの研究で確かめられてきた。しかし非均質性の高い炉心においてややその精度が劣ることがわかっている。その原因として、ノード内空間分布を求める際用いる横方向もれの評価法が挙げられる。径方向スイープ時における、集合体からの径方向もれ分布を得るためには各ノード頂点中性子束を評価する必要がある。従来法では、その頂点の周囲のノード境界平均中性子束を用いている。新手法においては、その頂点近傍の中性子束分布を、いくつかの寄与が大きいと考えられるノード、およびノード境界の中性子束をパラメータとしてx,u 2次式で評価し、その分布式より頂点中性子束を算出している。以上の手法を用い、NEACRP 3D NEUTRON TRANSPORT BENCHMARKSの小型高速炉モデル、および実機「もんじゅ」体系を用いて検討計算を行った。その結果実効増倍率においては、多群モンテカルロ法によるGMVPに対して、どの手法もほぼ0.1%以内に一致する。各領域の中性子束も、数%以内に一致したものの、制御棒の挿入された体

報告書

新型転換炉データベース「ふげん」設計/研究開発/特性[安全解析評価]

武田 宏*; 澤井 定*; 石上 ひとし*

PNC-TJ1409 97-013, 47 Pages, 1997/03

PNC-TJ1409-97-013.pdf:1.1MB

1開発成果・設計・運転経験の反映開発成果、設計・運転経験など、プロジェクトで得られた全ての知見は、主として下記に反映される。1)現在のプラント運転の安全性・信頼性の向上2)現在のプラントの改良設計3)次のプラントの設計2"設計/研究開発/プラント特性データベース"構築の考え方"設計/研究開発/プラント特性データベース"は、上記の目的に活用できるように構築する。(1)設計と研究開発を融合したデータベースプロジェクトの研究開発は、設計技術根拠、即ち、建設方針、設計基準、許容設計限界値、設計の検証などの確立が主体であることを考慮して研究開発と設計の各データベースを融合したデータベースを構築する。(2)プラント特性の組み入れプラント設計は安全裕度を入れて行うが、プラントはその固有の実力性能、即ち、安全率なしで稼働する。従って、下記の発展が効果的にできるよう、プラント特性(とくに初期特性)をデータベースに組み入れた。1)設計と実力性能を比較評価して、適切な安全裕度を設定2)定期検査データとカップルした劣化度評価3)燃料の燃焼・組成変化に伴う特性変化の解明4)実際のプラント特性に基づく技術と設計の高度化3"設計/研究開発/プラント特性データベース"の構成以上の評価を基に、本データベースを下記の構成にした。1)設計基本事項2)設計関連技術情報(設計技術根拠)3)プラント特性

報告書

新型転換炉データベース「ふげん」設計/研究開発/特性[熱水力]

武田 宏*; 澤井 定*; 石上 ひとし*

PNC-TJ1409 97-012, 25 Pages, 1997/03

PNC-TJ1409-97-012.pdf:0.54MB

1開発成果・設計・運転経験の反映開発成果、設計・運転経験など、プロジェクトで得られた全ての知見は、主として下記に反映される。1)現在のプラント運転の安全性・信頼性の向上2)現在のプラントの改良設計3)次のプラントの設計2"設計/研究開発/プラント特性データベース"構築の考え方"設計/研究開発/プラント特性データベース"は、上記の目的に活用できるように構築する。(1)設計と研究開発を融合したデータベースプロジェクトの研究開発は、設計技術根拠、即ち、建設方針、設計基準、許容設計限界値、設計の検証などの確立が主体であることを考慮して研究開発と設計の各データベースを融合したデータベースを構築する。(2)プラント特性の組み入れプラント設計は安全裕度を入れて行うが、プラントはその固有の実力性能、即ち、安全率なしで稼働する。従って、下記の発展が効果的にできるよう、プラント特性(とくに初期特性)をデータベースに組み入れた。1)設計と実力性能を比較評価して、適切な安全裕度を設定2)定期検査データとカップルした劣化度評価3)燃料の燃焼・組成変化に伴う特性変化の解明4)実際のプラント特性に基づく技術と設計の高度化3"設計/研究開発/プラント特性データベース"の構成以上の評価を基に、本データベースを下記の構成にした。1)設計基本事項2)設計関連技術情報(設計技術根拠)3)プラント特性

報告書

新型転換炉データベース「ふげん」設計/研究開発/特性[核]

武田 宏*; 澤井 定*; 石上 ひとし*

PNC-TJ1409 97-011, 25 Pages, 1997/03

PNC-TJ1409-97-011.pdf:0.59MB

1開発成果・設計・運転経験の反映開発成果、設計・運転経験など、プロジェクトで得られた全ての知見は、主として下記に反映される。1)現在のプラント運転の安全性・信頼性の向上2)現在のプラントの改良設計3)次のプラントの設計2"設計/研究開発/プラント特性データベース"構築の考え方"設計/研究開発/プラント特性データベース"は、上記の目的に活用できるように構築する。(1)設計と研究開発を融合したデータベースプロジェクトの研究開発は、設計技術根拠、即ち、建設方針、設計基準、許容設計限界値、設計の検証などの確立が主体であることを考慮して研究開発と設計の各データベースを融合したデータベースを構築する。(2)プラント特性の組み入れプラント設計は安全裕度を入れて行うが、プラントはその固有の実力性能、即ち、安全率なしで稼働する。従って、下記の発展が効果的にできるよう、プラント特性(とくに初期特性)をデータベースに組み入れた。1)設計と実力性能を比較評価して、適切な安全裕度を設定2)定期検査データとカップルした劣化度評価3)燃料の燃焼・組成変化に伴う特性変化の解明4)実際のプラント特性に基づく技術と設計の高度化3"設計/研究開発/プラント特性データベース"の構成以上の評価を基に、本データベースを下記の構成にした。1)設計基本事項2)設計関連技術情報(設計技術根拠)3)プラント特性

報告書

ATR高燃焼度54本クラスタ燃料の流力振動試験

天藤 雅之; 小鷹 幸三

PNC-TN9410 97-013, 111 Pages, 1997/01

PNC-TN9410-97-013.pdf:5.85MB

高燃焼度54本クラスタ燃料集合体の「ふげん」への少数体装荷が計画されており、その設置変更許可中請には炉内滞在中における上記燃料の健全性を確証しなければならない。燃料要素の健全性評価では、燃料被覆管表面のスペーサとの接触部に生じるフレッティング摩耗深さが設計許容値を越えないことを確認することが重要である。フレッティング摩耗の進展特性では、燃料要素の振動(流力振動)特性が重要な因子となることから、上記燃料についても炉心流動条件下での振動特性、特に摩耗進展速度に直接影響する振幅値を正確に把握しておく必要がある。本報告書では、振動計測用燃料要素を組込んだ54本クラスタ燃料集合体をコンポーネント・テストループに装荷し、各種流動条件下で行った振動測定結果を示す。流力振動での周波数特性では、105Hz及び160Hz近傍に卓越した周波数が観察され、フレッティング摩耗解析コード(流力振動計算部)で求めた振動モードおよびその固有振動数と概ね一致した。流力振動振幅は、総流量および蒸気重量率の増加で増大し、その傾向は従来の上記解析コードによる計算結果と一致するが、低流量領域での振幅測定値が計算値に比べ大きく現れた。この差については、解析コード内の振動振幅計算式を改良、すなわちPaidousisの式を主に全流量に依存する成分と主に蒸気重量率に依存する成分に分離し、各々について最適な定数を決めることにより、安全側に縮小できることが確認された。本燃料の流力振動振幅値は、「ふげん」用28本クラスタ燃料、ATR実証炉用36本クラスタ燃料のいずれに対しても増加するが、今回の試験での流動条件範囲では、最大でも2$$mu$$m(実効値)程度の振幅値であった。流動条件と振幅値との関係から、「ふげん」装荷が予定されているチャンネルでの流動条件においては振幅値は1.9$$mu$$mと予想され、コンポーネント・テストループで実施した本燃料集合体の耐久試験条件での振幅値(1.7$$mu$$m)との差も僅かであり、「ふげん」装荷時の振幅値変化が、耐久試験で実測しているフレッティング摩耗進展特性に及ぼす影響は小さいと考えられる。

報告書

「常陽」MK-I燃料試験体を装荷したDCA2領域炉心の核特性評価

毛利 智聡

PNC-TN9410 96-293, 101 Pages, 1996/11

PNC-TN9410-96-293.pdf:2.91MB

臨界工学試験室では,核燃料施設の臨界安全管理の信頼性向上と臨界安全設計の合理化を目的として,DCA(重水臨界実験装置)を用いた未臨界度測定研究を実施している。未臨界度測定研究は,高速炉燃料の再処理施設の臨界管理を主な目的としており,高速炉燃料を含む体系を模擬するために,高速実験炉「常陽」のMK-I燃料を用いた試験体を製作し,DCAの炉心に装荷する。本報告では,多群モンテカルロ法臨界計算コードKENO.Vaを含むSCALE4.2コードシステムを使用して,MK-I燃料試験体を装荷したDCA2領域炉心の臨界重水水位,重水水位反応度係数,重水ダンプ反応度,安全棒反応度価値を解析した。炉心の核特性を把握するとともに,本解析の結果を反映して試験体の構成を最終的に決定し,その炉心が設置許可に記載されている核的制限値を満足することを確認した。

報告書

もんじゅ2次冷却系ナトリウム漏洩時プラント挙動解析 -Super-COPDによる漏洩停止時間と漏洩量の評価-

大滝 明; 大平 博昭

PNC-TN9410 96-142, 102 Pages, 1996/04

PNC-TN9410-96-142.pdf:4.37MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」における2次主冷却系ナトリウム漏洩事故評価の一環として、漏洩発生からナトリウムドレン完了までのプラント挙動を一次元プラント動特性コードSuper・COPDにより解析し、ナトリウム漏洩停止時間および漏洩部における配管内冷却材圧力(漏洩部冷却材圧力)の時間変化について評価した。また、Super・COPDで解析した漏洩部冷却材圧力を基に漏洩ナトリウム量の評価を行った。ドレン時におけるナトリウム配管内のレベル変化から、ナトリウム漏洩停止時間は漏洩発生から3時間41分34秒後の23時28分頃と評価された。漏洩ナトリウム量の評価では、漏洩部の圧力損失係数($$zeta$$=2.16)を、動燃と東芝/石川島播磨重工が各々実施した漏洩量測定水試験データから求め、その圧力損失係数と動特性解析による漏洩部冷却材圧力から漏洩率ならびに漏洩量を算出した。$$zeta$$=2.16における平均漏洩率は48.9g/sec、最小漏洩率および最大漏洩率はそれぞれ35.5g/secおよび51.9g/secとなった。漏洩ナトリウム量は、漏洩時間を19時46分15秒から23時27分49秒までとすると約650$$pm$$38kgと評価された。

報告書

核設計基本データベースの整備(V) -JUPITER実験解析の整合性評価-

石川 眞*; 杉野 和輝*; 斎藤 正幸*; 佐藤 若英*; 衣鳩 憲一*; 三田 敏男*

PNC-TN9410 95-214, 199 Pages, 1995/08

PNC-TN9410-95-214.pdf:9.27MB

現在、大洗工学センター基盤技術開発部では、これまでに蓄積された量豊な炉物理研究の成果を集大成し、大型FBR炉心に有効に活用できるようにするための作業が進められている。本報告書は、この核設計基本データベース整備作業の一環として、JUPITER臨界実験解析の中で、特に臨界性に着目して、その炉物理的整合性を評価したものである。ここでは、単にJUPITERのC/E値が1.0に近いかどうかだけで妥当性を判断するのではなく、感度解析手法を全面的に使用して、実験解析結果が相互に矛盾がないかを定量的に検討し、また、核データライプラリの違いによる影響評価、JUPITERと異なる炉心であるFCAや「常陽」に対する解析や、JUPITER標準解析手法と全く異なるモンテ力ルロ解析手法との比較も行って、多様な観点から信頼性を高めることを基本方針とした。(1)JENDL-2ベースの70群基本炉定数セットJFS-3J2(89年版)と、3次元XYZ輸送計算相当の詳細解析手法を用いたJUPITER実験の臨界性のC/E値は、0.993$$sim$$0.999の範囲であり、全般的にやや過小評価である。また、均質・非均質の炉心型式に対する明らかなC/E値依存性が見られるが、感度解析の結果から判断してこの原因は主に、内部プランケットの存在とJFS-3・J2の核断面積誤差のためと考えられる。(2)炉心サイズの大小、CRP(Naチャンネル)の有無、制御棒の挿入・引抜、内部プランケットの有無など、炉心仕様の違いが臨界性に与える相対的変化については、最新の3次元XYZ輸送計算相当の詳細解析手法は、充分な予測精度をもつ。(3)JUPITER実験の臨界性の絶対値に対する解析誤差の評価値約$$pm$$0.3%$$Delta$$kは、ZPPR-9炉心に対するモンテカルロ解析と最新解析手法による値がよく一致したことなどから、ほぼ妥当であると考えられる。(4)最新のJENDL-3.2ペース炉定数による解析値と、これまで標準として用いてきたJENDL-2ベース炉定数の結果はほぼ一致したが、核種毎の内訳分析により、非常に多くの核種反応の正負の寄与が、偶然に相殺した結果であることが判明した。従って、炉定数調整法などによる臨界実験データの反映がなければ、大型炉核設計の臨界性予測には相当の誤差が含まれる可能性がある。(5)FCA及び「常陽」の小型4炉心の臨界性解析結果とJU

報告書

JRR-4及びNSRRを用いた原子炉物理の基礎実験

小原 徹*; 堀木 欧一郎*; 中島 照夫; 渡辺 終吉; 石島 清見; 片西 昌司

JAERI-Review 95-010, 39 Pages, 1995/06

JAERI-Review-95-010.pdf:1.14MB

本書は1994年8月に日本原子力研究所のJRR-4及びNSRRを用いて行われた東京工業大学大学院の学生実験のために書かれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理の基本実験としてJRR-4では(1)制御棒校正実験(2)キセノンの反応度効果の測定を行い、NSRRでは即発臨界状態での即発的なフィードバック効果による原子炉の動特性の測定を行った。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。

報告書

疑似不規則信号を用いた原子力船「むつ」動特性同定実験,II; 第2回実験

林 光二; 島崎 潤也; 鍋島 邦彦; 篠原 慶邦; 井上 公夫*; 落合 政昭

JAERI-Research 95-004, 178 Pages, 1995/01

JAERI-Research-95-004.pdf:4.66MB

原子力船「むつ」の原子炉プラント動特性を評価する目的で、第3次実験航海中の1991年8月30日に、類似不規則2値信号を用いた第2回炉雑音実験を実施した。第2回実験は炉出力50%、静穏海域のプラント運転条件下で、制御棒または主蒸気弁の手動操作により類似不規則2値信号を印加する反応度外乱実験ならびに負荷外乱実験を実施し、プラント応答信号や船体加速度信号を測定した。さらに、各疑似不規則外乱の効果を評価するために、各実験後に、自然状態下でのプラント雑音信号を測定した。本報告は、実験の計画、実施要領書と実験の記録、データ収録条件、収録したデータの信号波形ならびにパワースペクトル解析の結果をまとめたものである。

報告書

アクチニド炉心技術研究で使用する解析方法

庄野 彰; 檜山 一夫*

PNC-TN9520 94-003, 84 Pages, 1994/06

PNC-TN9520-94-003.pdf:2.39MB

本資料は、アクチニド炉心技術研究で使用している解析の流れを理解し、かつ実行するために必要な情報を整理したものである。アクチニド炉心技術研究で実施しているPu利用炉心やMA装荷炉心の検討においては、従来型高速炉の炉心とは相当異なる仕様を設定し、炉心特性上の特徴を比較・評価することが重要である。このため、炉心形状、燃料物質、燃料仕様等を大幅に変更した炉心について、一通りの核特性を算出することが基本的な作業となる。このプロセスでは、多数の解析コード、ユーティリティプログラムを解析目的に応じて使用する必要があり、取り扱うJCL、入力データセットも多岐に渡る。これらのコード等それぞれのマニュアルは既に存在するが、それだけでは、プロセス全体の流れを理解し、一通りの解析を実行することは困難である。そこで昨年来実施してきたPu燃焼型高速炉のパラメータスタディをモデルケースとして、一連の解析フローを整理し、各ステップで使用するコード等の機能の概要、処理フロー、JCL例、入力データ例、出力例等をまとめた。

報告書

「燃料破損時のFP炉内移行挙動の研究(その2)」の調査

中桐 俊男; 石川 浩康; 大野 修司; 小沢 隆之; 加藤 一憲*; 小山 真一; 下山 一仁

PNC-TN9510 94-001, 246 Pages, 1994/05

PNC-TN9510-94-001.pdf:6.38MB

安全工学部プラント安全工学室では、高速増殖炉のソースターム研究を、一部燃料材料開発部照射燃料試験室の協力を得つつ実施しているが、本研究を今後さらに効率的かつ有効に進めていくための有益な情報を得ることを目的として、昭和63年に日本原子力発電(株)殿が米国DOEに委託したTREAT炉を用いたソースターム炉内試験計画の検討に係わる英文報告書"「燃料破損時のFP炉内移行挙動の研究(その2)」-PLANING STUDY OF IN-PILE LOOP TESTS FOR THE EVALUATION OF FISSION PRODUCT TRANSPORT-"を入手し(動燃報告書登録番号:PNC ZR1471 93-001)、関係者で和訳して、その内容を調査した。本報告書で得られた情報は、将来実施予定の以下の試験研究に反映する予定である。(1)炉内ソースタームを支配する、FP・燃料蒸気泡のナトリウム中減衰挙動の解明に重点をおいた炉内ソースターム挙動総合模擬試験に於ける事故事象の模擬方法や測定手法等。(2)現在大洗安全工学部が中心になって検討中の安全性試験炉計画(SERAPH計画)に於けるソースターム炉内試験の方法論や、試験体の考え方等。

報告書

SSC-Lによる原型炉2次系自然循環試験解析

江沼 康弘; 山口 彰

PNC-TN9410 93-213, 28 Pages, 1993/10

PNC-TN9410-93-213.pdf:0.71MB

ループ型高速増殖炉プラント動特性解析コードSSC-Lの検証と高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験解析に適用する上での問題点を摘出することを目的として、「もんじゅ」特性試験におけるポンプ入熱 4.3MW時の2次系自然循環試験解析を実施した。試験データを分析した結果、準定常時に1次系での入熱が約 4.3MWであるのに対して、2次系での除熱は約 3.4MWでありバランスがとれていない。そこで、その差が系統放熱に等しいと仮定した解析を実施した結果、温度や流量の過渡変化がプラントの測定誤差範囲内で一致した。従って、SSC-Lで使用した圧損式は、底流量時においても十分な精度で適用可能であることが確認された。また、熱バランスがとれていない原因は系統放熱であると考えられる。今後は、個々の解析モデルの検証を継続するとともに、1次系を含む全体システムの自然循環力の評価を実施する。

報告書

疑似不規則信号を用いた原子力船「むつ」動特性同定実験,I; 第1回実験

林 光二; 島崎 潤也; 鍋島 邦彦; 篠原 慶邦; 井上 公夫*; 落合 政昭

JAERI-M 93-194, 163 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-194.pdf:4.63MB

原子力船「むつ」の原子炉プラント動特性を評価する目的で、疑似不規則2値信号(PRBS)を用いた炉雑音実験を計画し、実験法や実験条件の調査確認を目的とする第1回実験を第1次実験航海中の1991年3月4日に実施した。炉出力70%、静穏海域下で、制御棒または主蒸気弁の手動操作によりPRBSを印加する反応度外乱実験ならびに負荷外乱実験を行い、プラント応答信号や船体加速度信号を測定した。この結果、(1)事前に検討した実験方法と条件が妥当であること,(2)PRBS外乱を印加してもプラント状態は安定であること,(3)測定データの質も解析に十分である、などが確認できた。本報告は実験の計画、準備、実験の記録、データ収録条件ならびに信号波形とパワー・スペクトル解析の結果をまとめたものである。

報告書

高速炉によるTRU消滅処理に関する研究(II) -TRU消滅超長寿命炉心及びTRU断面積不確かさの影響に関する検討-

山岡 光明; 若林 利男

PNC-TN9410 92-371, 94 Pages, 1992/12

PNC-TN9410-92-371.pdf:1.95MB

高レベル廃棄物に含まれるTRU元素(Np,Am,Cm)は長期にわたり放射能を有しているが,これを短期間に消滅できればその管理は大幅に容易なものとなる。本研究では高速炉によるTRU消滅処理に関して検討を実施した。概要を以下に示す。1・TRU消滅超長寿命炉心の検討TRUを装荷したFBR炉心は運転サイクル機関を延ばす高いポテンシャルを持っている。この特性を生かしてプラント寿命中燃料交換なしで運転しつつ,TRUを効率的に消滅することを目的としたTRU消滅超長寿命炉心の検討を行った。出力を30万KWeとし,炉心構成の最適化・核熱特性検討を行った結果,最適化炉心では燃焼反応度変化が34年運転で2.5%$$Delta$$k/kk'と非常に小さくなった。また,出力変動も小さくできたため熱的制限を満足した。TRU消滅量は寿命34年で約5300Kgで,100万KWe軽水炉約6基が寿命中に発生させるTRUに相当する。TRU装荷によりドップラー係数(絶対値)がかなり小さい。今後は安全性・制御性など炉心動特性への影響について検討する必要がある。2・TRU断面積の不確かさの影響検討 現状ではTRU断面積の不確かさが大きいことに鑑み,この不確かさが主要炉心特性に及ぼす影響を調べた。ここでは,上記のTRU消滅超長寿命炉心と5%TRU装荷大型炉心を対象として断面積の感度解析を実施した。さらに,簡易的手法により炉心特性の不確かさを評価した。この結果をもとに,不確かさへの影響が大きく精度を向上すべき断面積を摘出した。

報告書

Mihalczo法の2計数管化の検討

古橋 晃*

PNC-TN1410 88-001, 9 Pages, 1988/11

PNC-TN1410-88-001.pdf:0.36MB

未臨界度の測定法の一つとしてMihalczo法が有望視されている。これは3個の電流ゆらぎ測定型の検出器を用いる相関実験であるが、これと等価な内容をパルス計数管で行う方法を検討し、2個の計数管で行い得ることを立式して示した。この提案によれば、比較的簡単な実験で未臨界度だけでなく、その体系の中性子寿命その他の炉物理的諸量を分解して求めることができるなど、原Mihalczo法より有利なものとなる可能性がある。

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