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論文

Analyses of deformation and thermal-hydraulics within a wire-wrapped fuel subassembly in a liquid metal fast reactor by the coupled code system

上羽 智之; 大島 宏之; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 317, p.133 - 145, 2017/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:71.51(Nuclear Science & Technology)

ワイヤスペーサ型高速炉燃料集合体における燃料ピンバンドル変形挙動と冷却材熱流動挙動の解析を、ピンバンドル変形解析コードのBAMBOOと熱流動解析コードのASFREを連成させることにより行った。連成解析の結果、スエリングやクリープによってBDIが生じたピンバンドル変形の影響により、集合体内の冷却材の径方向温度分布は平坦化する方向に変化することが示された。このような温度分布の平坦化は、BDIが厳しくなる前の段階においても、ワイヤ張力が原因で生じるピンの湾曲変形により、僅かではあるが生じることも示された。また、ワイヤピッチに依存してピンバンドルの変形状態が変わるが、これによる熱流動への影響についても考察した。

報告書

高速炉燃料集合体におけるBDI挙動評価手法の開発; 炉外バンドル圧縮試験技術の改良

東内 惇志; 石見 明洋; 勝山 幸三; 上羽 智之; 市川 正一

JAEA-Technology 2015-057, 72 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-057.pdf:36.91MB

高速炉の炉心燃料集合体では、燃焼度が高くなると燃料ピン束とラッパ管の機械的相互作用(BDI)が発生する。高速炉燃料の高性能化に向けて、太径燃料ピンのBDI挙動を予測することが必要になることから、照射燃料集合体試験施設(FMF)において太径燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験手法を確立した。これまでに「常陽」や「もんじゅ」の細径燃料ピン、FFTF炉仕様の燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験を実施してきたが、ホットイン後においても従来と同様の炉外バンドル圧縮試験を行うため、バンドル圧縮試験装置をセル外に設置し、圧縮の都度バンドル試験体をセル内に搬入し、X線CT検査装置により内部観察を行う新たな試験手法を確立した。本技術開発によりセルのホットイン後においても炉外バンドル圧縮試験を実施できることを確認した。本技術は、高速炉燃料の健全性評価、BDI解析コードの検証に加え、安全設計ガイドラインの具体化に向けた検討に反映可能である。また、フランスで開発が進められている技術実証炉「ASTRID」のBDI挙動評価にも反映が期待できる。

論文

Current status of thermal/hydraulic feasibility project for reduced-moderation water reactor, 2; Development of two-phase flow simulation code with advanced interface tracking method

吉田 啓之; 玉井 秀定; 大貫 晃; 高瀬 和之; 秋本 肇

Nuclear Engineering and Technology, 38(2), p.119 - 128, 2006/04

日本原子力研究開発機構において開発が進められている超高燃焼水冷却増殖炉の熱設計においては、詳細二相流解析手法により、稠密炉心の除熱性能を評価する。この一環として本研究では、改良界面追跡法を用いた詳細二相流解析コードTPFITの開発を行っている。本報では、解析コードのベクトル並列化を行い、大規模解析に対応させるとともに、解析コード検証解析や稠密炉心を模擬した体系における解析結果を示す。

論文

Large-scale direct simulation of two-phase flow structure around a spacer in a tight-lattice nuclear fuel bundle

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Computational Fluid Dynamics 2004, p.649 - 654, 2006/00

日本原子力研究開発機構が研究を進めている革新的水冷却炉は減速材の割合を減らして中性子の減速を抑制することで高い転換比が期待できる原子炉であり、炉心には直径13mm程の燃料棒が1mm程度の燃料棒間ギャップ幅で三角ピッチ状に稠密に配置される。このような狭隘流路内の二相流挙動を高温高圧の原子炉条件下で詳細に計測することは困難であることから、著者らは実験データを必要としないシミュレーションだけによる評価法の開発を行っている。本論文では、革新的水冷却炉の炉心燃料集合体1カラム内二相流を対象にして、超高性能計算機による大規模シミュレーションの結果を示す。本研究によって、燃料集合体内の狭隘流路に設置されるスペーサまわりの気相と液相の挙動や燃料棒外表面を薄膜状に流れる液膜挙動などが定量的に明らかになるとともに、シミュレーションを主体とした炉心熱設計手法の実現に対して高い見通しが得られた。

論文

Predicted two-phase flow structure in a fuel bundle of an advanced light-water reactor

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定

Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 14 Pages, 2004/10

原研が開発を進めている水冷却増殖炉用稠密燃料集合体の二相流挙動を大規模シミュレーションによって予測する研究を行っている。本研究の結果、燃料棒表面が薄厚の液膜で覆われる,燃料棒間隔が狭い領域で液膜の架橋現象が起こる,蒸気は燃料棒間隔が広い三角ピッチ中心部をストリーク状に流れる、などの稠密燃料集合体特有の現象の定量把握に成功し、炉心熱設計の有効性を数値的に検証できた。

論文

Global analysis of bundle behavior in pressurized water reactor specific CORA experiments

W.Hering*; 湊 和生; 永瀬 文久

Nuclear Technology, 102, p.100 - 115, 1993/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:68.77(Nuclear Science & Technology)

独・カールスルーエ原子力工学センターの炉外集合体溶融実験装置CORAにおいて、シビアアクシデント時の軽水炉燃料のふるまいが調べられている。被覆管の破損や酸化、炉心構成材の溶融といった試験中に観察された現象を解析するために、4つのPWRタイプの集合体実験CORA-2,3,5,12を本研究で取り上げた。ビデオカメラで得られた情報をはじめとして試験中に得られた全てのデータを一覧図「テストシークエンス・ダイアグラム」にまとめた。試験後の集合体の状態を定量的に表すために、集合体断面の軸方向分布や燃料棒の損傷状態、被覆材の平均酸化量、ペレットの損傷を測定した。これらのデータを組み合わせることで、試験ごとの損傷を確定した。さらに装置の特徴を認識しその集合体損傷の進行への影響を評価することで、実炉での集合体溶融ふるまいの一般化を試みた。

論文

Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions in PWR type and tight-lattice type fuel bundles

熊丸 博滋; 久木田 豊

Nucl. Eng. Des., 144, p.257 - 268, 1993/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.14

PWR(17$$times$$17)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧・ボイルオフ(極低流量、質量流束100kg/m$$^{2}$$s以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で、大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発の式」により良く予測できる。すなわち、ドライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、輻射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。

論文

Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions for PWR type and tight-lattice type fuel bundles

熊丸 博滋; 久木田 豊

ANP 92: Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.4-1 - 24.4-7, 1992/00

PWR(17$$times$$17)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧ボイルオフ(極低流量;質量流束100kg/m$$^{2}$$s以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発モデル」により良く予測できる、すなわち、トライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、軸射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。

報告書

Models of multi-rod fuel code FRETA-B for transient behavior analysis; Final version

内田 正明; 大坪 直昭*

JAERI 1293, 82 Pages, 1984/11

JAERI-1293.pdf:3.56MB

本報告は冷却材喪失事故(LOCA)を中心とする軽水炉事故時における燃料挙動を解析するコードFRETAーBに開発に関する最終報告である。LOCA時に予想される被覆管に大きなふくれとそれによる流路閉塞の可能性を扱うため、FRETAーBにはバンドルの一部を構成する複数の燃料棒の挙動を、それらの間の相互作用を含めて同時解析する機能をもたせた。このため計算時間と記憶容量の抑制に注意を払った。、FRETAーBは燃料棒の変形とならんで、冷却材への伝熱を重点項目としている。最終バージョンだは、再冠水進行下の挙動も経験的モデルにより解析する機能を加えた。本報告は、FRETAーBの解析モデルを概説すると共に、入力マニュアルを付録として含んでいる。

報告書

FRETA-B: A Computer Code for the Anlysis of Fuel Rod Bundle Behaviors under Accident Conditons

内田 正明; 中村 仁一; 大坪 直昭*

JAERI-M 9495, 79 Pages, 1981/05

JAERI-M-9495.pdf:1.78MB

事故時の軽水炉燃料バンドル挙動解析のため、2次元コードFRETA-Bを開発した。本コードは燃料各部の温度、被覆管の酸化、プレナム・ガスの圧力と流れ、および燃料棒の変形を計算する。2次元化は横断面方向に行い、1つの燃料バンドルまたはその小部分を軸方向数ヶ所における互いに独立な横断面によって代表させる。多くのサブモデルは、燃料棒を周方向に分割するセクターを独立に扱うが、輻射伝熱のサブモデルにおいてはすべての燃料棒およびセクターを同時に扱っている。また、被覆管のバルーニングとコラプスについては燃料棒毎に2次元的な扱いをしている。本報告は計算モデルを記述するとともに、入力方法の手引を記載している。

報告書

NSRR実験プログレス・レポート,10

反応度安全研究室; NSRR管理室

JAERI-M 9319, 85 Pages, 1981/02

JAERI-M-9319.pdf:3.12MB

本報告書は、1980年1月から同年6月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものてある。今期実施した実験は、標準燃料試験(燃料伸び測定試験、燃料棒支持効果試験)、燃料パラメー夕試験(加圧燃料試験、特殊被覆材燃料試験、ギャップガスパラメータ試験)、冷却条件パラメー夕試験(冷却水温パラメータ試験、バンドル燃料試験、強制対流試験)、破損伝播試験、欠陥燃料試験(浸水燃料試験、擦過腐食燃料試験)、高温高圧力プセル試験、水ループ試験およびその他の試験の総計37回である。

論文

Matrix calculation of radiant heat transfer in LWR fuel bundles under accident conditions

内田 正明; 中村 仁一

Nucl.Eng.Des., 65, p.63 - 69, 1981/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:40.63

事故時の軽水炉燃料バンドルにおける輻射伝熱計算のためのコードを開発した。 燃料バンドルを各サブチャンネルとそれを囲む固体壁から成る単位格子に分け、単位格子内の各壁面要素間の修正形状係数マトリックスを求め、これを単位格子間の境界面を通して結合し、全体系の各面間の形状係数マトリックスに拡張する計算法をとった。 このようなモジュール化された計算法をとった結果、全体の形状に対する自由度が大きくなり、種々の複雑な外部境界を持つ模擬実験の取り扱いが容易になる。 また事故時の燃料挙動計算においては、輻射伝熱計算も条件を変えて繰り返し行なわねばならないが、この計算法ではこのような場合に有効な近似法を用い得ることがわかった。

口頭

Simplified model for highest cladding temperature evaluation in wire-wrapped fuel rod bundle under natural circulation decay heat removal

堂田 哲広; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*

no journal, , 

ワイヤーラップ型燃料集合体の自然循環崩壊熱除去時被覆管最高温度を評価するための簡易モデルを開発した。大型炉271本ピンバンドルの外部電源喪失時の評価へ適用し、サブチャンネル解析モデルの結果とよく一致することを確認した。集合体内出力分布や燃料ピン配列といった不確かさについては境界条件で考慮した。本モデルの計算負荷はサブチャンネル解析モデルを用いた場合の約1000分の1であることから、多数の過渡解析を必要とする統計的評価も現実的な計算負荷で実施可能となる。

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