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B.Basoglu*; 奥野 浩; 山本 俊弘; 野村 靖
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L110 - L119, 1996/00
今回の報告では、新しい計算モデルの開発について述べる。この計算モデルは、燃料溶液の核的暴走の特性について予測する。このモデルでは、一点近似と単純な熱流体モデルを組合せている。外部反応度添加は、体系に対する溶液の流入により引き起こされるとしている。温度、放射線ガス効果、沸騰現象は、それぞれ過渡的熱伝導方程式、一括パラメータエネルギーモデル、単純沸騰モデルを用いて推定した。今回の計算モデルの評価のために、計算結果をCRAC実験の結果と比較した。比較の結果、両者は満足のいく一致が得られた。
岡嶋 成晃; 軍司 康義*; 向山 武彦
JAERI-M 92-031, 81 Pages, 1992/03
アクチノイド消滅処理専焼炉(ABR)の設計研究において、炉心過渡特性解析は安全性の観点から、重要である。そこで、Na冷却酸化物燃料高速炉用炉心過渡挙動解析コード「EXCURS」を、Na冷却金属燃料高速炉に適用できるように改造を行った。改造の妥当性を確認するために、ANLで行ったEBR-IIでの過渡試験解析結果や電中研で行った1000MWe級金属燃料高速炉の過渡特性解析結果と改造「EXCURS」の解析結果とを比較した。その結果、全般的に改造「EXCURS」の解析結果と他の解析結果は良い一致を示し、改造「EXCURS」がLMRやABRの炉心過渡現象を予測するのに使用できることが確認できた。改造「EXCURS」を用いて、Na冷却金属燃料専焼炉(M-ABR)のULOFおよびUTOP解析を実施した。さらに、安全性を検討するために、燃料の熱伝導率やフィードバック反応度係数のATWS解析結果に与える影響について、パラメータサーベイを行った。その結果、フラワリング係数、遅発中性子割合、燃料熱伝導率が燃料最高温度に強く影響することが分かった。
中島 健; 大西 信秋
JAERI-M 85-212, 56 Pages, 1986/01
溶液燃料体系の動特性コードAGNES(Accidentally Generated Nuclear Excursion Simulation code)を開発した。本コードでは反応度フィードバックとして放射線分解ガスポイドの効果を考膚している。本報では放射緑分解ガスポイドモデルの概要とAGNESコードの概要および使用法について述べた。また、溶液燃料を用いた原子炉の過渡実験のベンチマーク計算により、本コードの計算結果が実験結果と良く一致することを示した。
伊勢 武治
JAERI-M 6853, 80 Pages, 1976/12
空間依存動特性計算コ-ドのベンチマ-クおよびコ-ド開発の指針を得る為に、1点近似法及び準静的近似法による数値解法とベンチマ-クテストの現状が調べられ、その評価が成された。1点近似法ではPode型法が安定な数値解を与えるが、より高精度の改良型も有る。マトリックス分解法は直接法への拡張ができると言う点で魅力的な方法である。準静的近似ではIQ法が最良であり、直接法に比べて1桁程少ない計算時間が期待できる。また、精度が高く安定でもある。熱中性子炉に対しても高速炉に対しても適用できるが、特に高速炉に対して良い近似である。2次元拡散に基づく計算コ-ドが、3次元拡散及び2次元輸送に基づくものに比べて、実用性と言う点で最適である。いづれにせよ動特性コ-ドでは静特性計算が必ず伴なうので、この方面の数値解法の開発が切に望まれる。
