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高田 昌二
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.185 - 195, 2004/10
被引用回数：6 パーセンタイル：39.90(Nuclear Science & Technology)MHTGRの崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの高温のガスやスタンドパイプによる構造物温度及び除熱特性への影響を評価するために実験を行った。数値解析コードTHANPACST2の数値解析結果と実験結果とを比較して、圧力容器上部に設置したスタンドパイプの三次元構造をポーラスボディセルにより模擬した数値解析手法及びモデルの検証を行った。実験の結果、スタンドパイプの設置による放射伝熱の減少,高温のヘリウムガスにより過熱される上鏡部における放熱面積の減少によって圧力容器上鏡で温度が上昇することがわかった。数値解析結果は、上鏡頂部で高さとともに上昇する温度分布を適切に評価した。
田村 格良; 鈴木 正年; 羽沢 知也; 盛合 敦; 堀 直彦; 笹島 文雄; 曽山 和彦
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 529(1-3), p.234 - 237, 2004/08
被引用回数：4 パーセンタイル：30.46(Instruments & Instrumentation)JRR-3熱中性子導管のNiミラーからNi/Tiスーパーミラーへの改良を行った。その際、スーパーミラーに改良した中性子導管により導かれた中性子ビームの特性試験を行った。2003年の3月に中性子導管末端での中性子の強度は金箔を用いた放射化量を測定することにより求めた。その結果、熱中性子導管末端で以前より6倍の強度になっていることを確かめた。また、熱中性子導管の末端での中性子ビームのスペクトルはTOF測定法を用いて測定した。改良に伴い中性子ビームの波長範囲が広がり、特に改良前に中性子導管の曲率による特性で輸送できなかった短波長の中性子ビームが観測されることとなった。熱中性子導管により導かれた中性子ビームの性能評価の目的のために、McStasを用いたモンテカルロシミュレーションを行った。スーパーミラーの特性は使用している中性子導管の測定値を使用することと実際の設置誤差を入力することにより実際の条件に近い計算を行い、熱中性子導管の計算値と実験値の比較を行った。計算によって得られた値は実験値を再現することを明らかにした。このことにより、TOF測定法を用いることができない中性子ビームポートの中性子スペクトル評価を行うことが可能となった。
田村 格良; 相澤 一也; 原田 正英; 柴田 薫; 前川 藤夫; 曽山 和彦; 新井 正敏
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 1, p.529 - 539, 2003/07
大強度陽子加速器計画における物質・生命科学実験施設に設置されるパルス中性子分光器の設計のため、McStasを用いたシミュレーションのコンポーネントの作成を行った。物質・生命実験施設には3種類のモデレーターが設置される。大強度用には「結合型水素モデレーター」が使用され、高分解用には「非結合型水素モデレーター」と「非結合型ポイゾンド水素モデレーター」が使用される。モデレーターから発生する中性子は分光器の性能に大きく影響を与えるので、モンテカルロ・シミュレーションにおいては線源の正確な記述が重要になる。McStasは正確な記述が可能である。NMTC/JAERI97とMCNP4aを使用して得られたモデレーターの強度のエネルギー分布,時間分布を表現する関数を作成して変数の決定を行った。本稿では「結合型水素モデレーター」を見るport16のコンポーネント作成と「非結合型水素モデレーター」を見るport11のコンポーネント作成の報告を行う。
田村 格良; 相澤 一也; 原田 正英; 柴田 薫; 前川 藤夫; 曽山 和彦; 新井 正敏
JAERI-Research 2003-008, 34 Pages, 2003/03
JAERI-Research-2003-008.pdf:1.62MB
大強度陽子加速器計画における物質・生命科学実験施設に設置するパルス中性子分光器の開発のためモンテカルロ・シミュレーションを行っている。物質・生命科学実験施設に設置されるパルス中性子源には「結合型水素モデレーター」,「非結合型水素モデレーター」と「非結合型ポイゾンド水素モデレーター」の3種類のモデレーターが設置される。 パルス分光器では線源の特徴が分光器の性能に強い影響を与える。そのため実際に得られるスペクトルを正確に記述した線源のコンポーネントを作成しなければ詳細なシミュレーションを行うことができない。NMTC/JAERI97とMCNP4Aのコードを用いて各ビームポートごとに得られた72点のパルスシェイプをもとに、各ビームポートにおけるモンテカルロ・シミュレーションMcStas用の線源のコンポーネントを作成した。「結合型水素モデレータ」を線源とするビーム取り出し口ポート16と「非結合型水素モデレータ」を線源とするビーム取り出し口ポート11のそれぞれ1つのコンポーネントを作成した。
石附 茂*; 小笠原 忍*; 川井 渉*; 根本 俊行*; 久米 悦雄; 足立 将晶*; 川崎 信夫*; 箭竹 陽一*
JAERI-Data/Code 2000-018, p.217 - 0, 2000/03
JAERI-Data-Code-2000-018.pdf:6.35MB
本研究書は、平成10年度に情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、VPP500(一部AP3000含む)におけるベクトル化/並列化作業部分について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成10年度に12件行われた。これら作業内容は今後同種の作業を行ううえでの参考となるうるよう、作業を大別して「ベクトル/並列化編」、「スカラ並列化編」及び「移植編」の3分冊にまとめた。本報告書の「ベクトル/並列化編」では、汎用トカマク回路シミュレーションプログラムGTCSPを対対象に実施したベクトル化作業について、イオン性融体分子動力学計算コードmsp2、渦電流解析コードEDDCAL、受動的冷却システム解析コードTHANPACT2、及びMHD平衡コードSELENEJを対象に実施したベクトル並列化作業について記述している。
高田 昌二; 鈴木 邦彦*; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
日本機械学会論文集,B, 65(635), p.303 - 311, 1999/07
圧力容器上鏡部に三次元形状でスタンドパイプが林立する高温ガス炉の受動的崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物温度分布を実験により調べた。実験装置は頂部に19本のスタンドパイプを設置し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100kWの電気ヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。解析コードTHANPACST2を実験データに適用し、コードの解析手法と新たに提案したスタンドパイプをポーラスボディセルにより模擬した軸対象モデルの妥当性を評価した。圧力容器の最高温度が430
C、ヘリウムガス圧力が0.47MPaの条件で、数値解析は圧力容器頂部に最高温度が現れる温度分布を適切に評価し、実験結果と比較して-25,+70Cの差異で評価した。一方、冷却パネル除熱量の数値解析結果は、実験結果に対して4.1%低く評価した。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(5), p.413 - 423, 1999/05
被引用回数：2 パーセンタイル：21.18(Nuclear Science & Technology)上鏡部に三次元形状でスタンドパイプが林立する圧力容器を有する高温ガス炉の水冷形冷却パネルによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度を実験により調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプを有し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と、空気を充填した炉室と圧力容器を囲む冷却パネルで構成する。軸対称解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法と新たに提案した三次元形状を有するスタンドパイプをポーラスボディセルで模擬した軸対称モデルを検証した。圧力容器最高温度430C、ヘリウムガス圧力0.47MPa条件で、数値解析は、最高温度が現れる圧力容器頂部温度を実験結果に対し-25、+70Cの差異で、また、冷却パネル除熱量を実験値に対し、-4.1%の差異で比較的よく評価した。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
日本機械学会論文集,B, 65(633), p.248 - 254, 1999/05
高温ガス炉の空冷形冷却パネルによる受動的熱除去特性と構造物温度分布を実験により調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプを有し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100kWヒータ内蔵の直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。軸対象解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法と解析モデルの妥当性を検証した。圧力容器最高温度514C、ヘリウムガス圧力0.64MPa条件で、数値解析は、圧力容器温度を実験結果に対し-10C、+50Cの差異で比較的よく表すとともに、冷却パネル除熱量を実験値に対し-15.4%の差異で比較的よく評価した。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
Transactions of the American Nuclear Society, 79, p.160 - 161, 1998/00
高温ガス炉の空冷形冷却パネルシステムによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度分布を実験で調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプ、模擬炉心として出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。システム設計・評価で高い信頼性が要求される過熱ガスの自然対流による圧力容器温度への影響評価のために6分割ヒータの最下段のみ点火した条件と、圧力容器最高温度を514Cまで高めた事故時温度条件の実験結果に、解析コードTHANPACST2を適用し解析手法とモデルの妥当性を検証した。数値解析は、スタンドパイプにより除熱が抑制され、高温のガスの自然対流により過熱される圧力容器頂部の温度を、実験値に対し0~+50Cの差異で比較的よく表し実験値を高く評価する保守性を有した。システム除熱量は、実験値に対し-5.9~-18%の差異で比較的よく表し実験値を低く評価する保守性を有した。
高田 昌二; 椎名 保顕; 稲垣 嘉之; 菱田 誠*; 数土 幸夫
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 1, p.323 - 332, 1997/00
IAEAの「事故時におけるGCR崩壊熱除去」に関するCRPでは、原研の冷却パネル特性試験装置により取得された7条件の実験データが、高温ガス炉用冷却パネルシステムの冷却性能及び温度分布の設計・評価用コードを検証するためにベンチマーク問題として選択された。試験装置は崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒータを内蔵する直径1m、高さ3mの圧力容器と圧力容器を取り囲む冷却パネルと大気圧の空気を充填した炉室により構成する。数値解析コードTHAN-PACST2の解析手法を解析モデルの妥当性を検証するために二つのベンチマーク問題を解析した。水冷形冷却パネルシステムの圧力容器内ヘリウムガス圧力0.73MPa、圧力容器温度が210Cの条件では、圧力容器温度は実験値に比べ最高-14%、+27%の誤差で評価された。冷却パネル除熱量については実験値に比べ-11.4%低く、放射伝熱量は全入熱量の74.4%であった。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
日本機械学会論文集,B, 62(600), p.3109 - 3117, 1996/00
高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムを模擬した実験装置により、各構造物の温度分布とシステムの除熱特性を調べた。実験装置は炉心の崩壊熱を模擬する直径1m、高さ3mの圧力容器と圧力容器を取り囲む冷却パネルから構成される。解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法及びモデルの検証を行った。圧力容器内に0.73MPaのヘリウムガスを充填し圧力容器の最高温度が210Cとなる条件で、圧力容器温度の解析結果は実験結果に対して-29~+39Cの誤差で評価した。冷却パネル除熱量の解析結果は実験結果に対して11.4%低く、放射伝熱の割合は全除熱量の74.4%を占めた。解析結果から、圧力容器を支持するスカート型サポートの上下端に設けた流路を流れる自然対流が圧力容器下鏡を有効に冷却することがわかった。
高田 昌二; 椎名 保顕; 稲垣 嘉之; 菱田 誠; 数土 幸夫
JAERI-Research 95-056, 40 Pages, 1995/08
JAERI-Research-95-056.pdf:1.17MB
IAEAの高温ガス炉事故時における崩壊熱除去に関する国際協力研究(CRP-3)に必要なベンチマーク問題について、冷却パネル特性試験装置の詳細と実験データに基づき作成されたベンチマーク問題を報告するとともに、数値解析コード-THANPACST2-により得られた数値解析結果を述べる。崩壊熱除去に関するベンチマーク問題として、圧力容器内真空、ヒータ出力35.27kWの条件及び圧力容器内ヘリウムガス圧力が0.9MPa、ヒータ出力が56.57kWの条件で得られた実測値を用いて、圧力容器表面の温度分布と圧力容器から冷却パネルへの除熱量を計算する。-THANPACST2-による圧力容器表面温度の数値解析は実験値に対して最高+38、-29Cの精度で、また、圧力容器から冷却パネルへの除熱量の数値解析結果はヒータ出力の実験値に対して最高-14.6%の精度で予測が可能であった。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
JAERI-Research 95-049, 36 Pages, 1995/07
JAERI-Research-95-049.pdf:1.18MB
MHTGR用水冷型冷却パネルシステムの除熱特性を調べるために、冷却パネル特性試験により得られた代表的3ケース(圧力容器内真空、ヘリウム0.73MPa、窒素1.1MPa)に、二次元数値解析コード-THAPACST2-を適用し、実験データとの比較により数値解析コードを検証し、水冷型冷却パネルシステムの除熱特性について以下の各項を明らかにした。(1)圧力容器及び冷却パネル外表面の熱放射率0.80を用いた圧力容器温度と冷却パネル除熱量の数値解析結果は0.95の場合と比較して保守的で適切な評価であった。容器温度が最高420Cとなる窒素ガス条件で、容器温度は実験値に対して+72C、-128C、冷却パネル全除熱量はヒータ出力に対して-16.4%の精度で予測可能だった。(2)炉室内空気の自然対流による除熱量が15~30%と冷却パネル全除熱量に対する割合が小さいにも関わらず、容器温度が炉室内空気の自然対流に大きく影響を受ける。
)による自然循環試験高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫; 数土 幸夫
JAERI-Research 95-048, 41 Pages, 1995/07
JAERI-Research-95-048.pdf:1.22MB
MHTGR用受動的冷却システムの冷却特性を把握するために、高温ガス炉炉床部(CBS)の実寸大モデルであるHENDEL-T試験部により、圧力容器内ヘリウムガス圧力を1~3MPaの範囲で変えて、冷却材強制循環喪失事故を模擬した自然循環試験を行った。試験により得られたデータを用いて数値解析コードTHANPACST2の数値解析手法及びモデルの検証を行うとともに、自然循環時におけるヘリウムガスの伝熱流動特性及び構造物温度の過渡変化挙動を調べた。炉床部黒鉛ブロック間のヘリウムガスの漏れ流れを考慮した数値解析結果は実験結果をよく表した。また、構造物の温度の過渡変化は、炉床部黒鉛ブロック間のヘリウムガスの漏れ流れ、ヘリウムガス圧力及びHENDEL-M+Aループにある高温配管等の高温機器からの放熱の影響を受ける。
高橋 由樹*; 松本 潔; 星名 博文*
PSA95: Proc. of Probabilistic Safety Assessment Methodology and Applications, 2, p.735 - 740, 1995/00
原研では、これまでモデルプラント地震時確率論的安全評価(PSA)の一環として、予備的な解析において炉心損傷頻度に大きな影響をもたらす機器として同定された碍子付き起動変圧器、非常用ディーゼル発電設備、継電気等の損傷評価を行ってきた。ここでは米国La Salle炉等のPSAで炉心損傷頻度に大きな影響を与えるとされた復水貯蔵タンク(CST)の地震時損傷確率評価を行った。過去の地震時損傷事例からCSTの機能喪失をもたらし得る損傷モードを選び出し、それぞれのモードに対して材料強度試験等から耐力評価を行った。有限要素法(FEM)により動的弾性・静的弾塑性応答解析を行い、地震時応答値、損傷位置等を求めた。塑性に伴うエネルギー吸収を考慮し、応答係数法により損傷確率を求めた。これらの解析の結果、隈底部と側板の損傷が支配的な損傷モードであると認められ、この2つのモードを考慮した損傷確率を求めた。この解析によって得られた損傷確率はモデルプラント地震PSAで使用される。
高田 昌二; 稲垣 嘉之; 宮本 喜晟
動力・エネルギー技術の最前線 : シンポジウム講演論文集 1994, 0, p.317 - 322, 1994/00
MHTGR用冷却パネルシステムを模擬した冷却パネル特性試験装置により、各構造物表面の温度分布と冷却パネルによる除熱特性を調べた。また、冷却パネル特性試験装置により得られた実験結果を用いて検証解析を行った。圧力容器表面温度及び冷却パネルによる除熱量の数値解析結果は実験結果をよく表し、数値解析手法及び数値解析モデルで設定した構造物表面の自然対流熱伝達率、熱放射率及び形態係数等、各種係数の妥当性を確認するとともに、冷却パネルによる全除熱特性に対する放射伝熱量の圧力容器外表面及び冷却パネル表面の熱放射率依存性を明らかにした。
山本 和喜; 徐 平光; 岩本 ちひろ*; 高村 正人*; 大竹 淑恵*; 菖蒲 敬久
no journal, ,
構造材の材料開発においては、材料の遅れ破壊,疲労破壊及び腐食の原因となる残留応力の低減並びに損傷破断の防止が求められており、これらのオンサイト評価が極めて重要とされている。こうしたことから、理研では小型加速器中性子源(RANS)を用いた回折計を開発しており、オンサイト評価を想定した中性子回折実験の材料開発及び工法開発の適用性を調査している。小型中性子源には測定精度の向上、測定時間の短縮等さまざまな課題があり、これまで実験的に最適な条件を模索してきたが、2021年度より中性子輸送シミュレーションによる評価を開始したところである。PHITS及びMVPを用いてMcStas用の線源コンポーネントを開発した。このコンポーネントを用いて2019年に実施したFe材の回折実験の再現を試みたところ、そのシミュレーション結果は実験で得られた回折線の特徴をよく捉えたものであった。今後、本手法を向上させ、小型加速器中性子源のオンサイト評価に係る課題解決のツールとして利用したい。
