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原子力システム技術評価委員会
JAEA-Review 2024-018, 38 Pages, 2024/06
JAEA-Review-2024-018.pdf:1.46MB
原子力機構は、文部科学省・原子力システム研究開発事業「脱炭素化・レジリエンス強化に資する分散型小型モジュラー炉を活用したエネルギーシステムの統合シミュレーション手法開発」に係る研究開発活動の中で、日本および他国における設計標準化、工場製造、サイト独立型小型モジュール炉(DFS-SMR)の展開の可能性に関するアドバイスを得るために、対象分野の専門家からなる「原子力システム技術評価委員会」を設置した。本委員会は2021年から2024年のプロジェクト期間中に3回開催され、日本におけるDFS-SMRの商業展開の可能性のための規制枠組みに関する提案が議論された。委員会での議論の出発点は、日本の原子力規制の枠組みは、既存の商用原子力発電所が稼働している他のほとんどの国と同様に、大型軽水冷炉(LWR)に焦点を当てているという見解であった。また1つの考慮事項は、世界中の他の規制イニシアチブと一致する、規制の枠組みの基本構造に関する委員会の見解であった。具体的には、最も効果的な規制の枠組みを実現するには、規範性を減らし、テクノロジーに依存せず、パフォーマンスに基づいたものにする必要があるというものである。本報告書では、SMRおよびその他の先進的原子炉の配備に関して指導的役割を果たしている米国を取り上げ、日本におけるSMRに対応するライセンス枠組みに関する提案に関する議論の内容及び、日本の現在のライセンス枠組みと提案されている枠組みとの間のギャップの分析並びにギャップを埋めるための具体的な推奨事項をまとめている。本委員会は、この報告書で提案された規制の枠組みの変更が現実になることに期待を寄せている。
飯田 浩正; Petrizzi, L.*; Khripunov, V.*; Federici, G.*; Polunovskiy, E.*
Fusion Engineering and Design, 75(1-4), p.133 - 139, 2005/11
ITER装置の設計は2001年に報告され、最善のコードと核データを用いた核解析が行われた。建設段階が近づくに伴い、装置の主要な機器設計の最適化/固定化とともに、設計の部分的変更が行われた。この設計変更により、確認のための核解析が必要である。設計変更のうちの幾つかは、核特性上クリテイカルな部分を緩和するために提案されているものである。本論文はブランケットや真空容器の設計変更に伴いTFコイルの装置中心側直線部の核特性がいかに緩和されるかに重点を置き、最近の核特性解析の結果について述べるものである。
鈴木 元衛
JAERI-Data/Code 2000-030, 280 Pages, 2000/09
JAERI-Data-Code-2000-030.pdf:11.06MB
FEMAXI-Vは軽水炉燃料のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-IV(Ver.2)と高燃料燃料解析コードEXBURN-Iを統合し、多くの機能の追加、改良を実施したバージョンである。本報告は、FEMAXI-Vの設計思想、基本理論と構造、モデルと数値解法、採用した物性値を詳述したものである。FEMAXI-Vでは、高燃焼度対応、過渡沸騰解析、そのほかの拡張と改良がなされた。本報告ではまた、コードの有効かつ広範な利用を可能となるため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。
前川 藤夫; 今野 力; 和田 政行*; 春日井 好己; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 前川 洋; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.263 - 267, 2000/03
国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動のR&Dタスク「中性子工学遮蔽実験(T-218)」として、原研FNSで行われたITERのためのギャップストリーミング実験の解析を行った。実験体系を詳細にモデル化し、3次元モンテカルロ輸送計算コードMCNP-4AとFENDL/E-1.0及びJENDL Fusion Fileに基づく断面積ライブラリを用いて計算を行った結果、すべての計算値はおおむね30%以内で実験値と一致した。このため、詳細なモデル化を行えば、現在ITERの設計で使われているこれらのコードや核データベースにより、ITERのブランケットモジュール間にできる約2cm幅のギャップによる中性子や
線のストリーミング現象を適切に取り扱い、ブランケットモジュール脚部の再溶接箇所のヘリウム生成率や真空容器背後のトロイダル磁場コイルに対する核応答を精度良く評価できることが実証された。
杉本 純; 須藤 高史; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(4), p.315 - 325, 1986/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.66(Nuclear Science & Technology)本研究の目的は、典型的なPWR-LOCA時再冠水条件下において、実験で多く使用している電気加熱式模擬燃料棒と核燃料棒の熱的応答の特性を解析的に明らかにすることである。このため Malang による HETRAPコードの手法を基に燃料棒内半径方向温度分布モデルを開発し、再冠水解析コードREFLAに組込んだ。既存の再冠水試験に対する計算と実験との良好な一致により、本解析モデルの妥当性を確かめた。核燃料棒は、電気加熱式模擬燃料棒に比べてギャップ熱伝達率や被覆管の熱容量が小さいため、被覆管温度応答は一般に低く、かつクエンチ時刻は早くなる傾向のあることを解析的に明らかにした。また被覆材にジルカロイを用い、かつ被覆管・燃料間に適当なギャップを設けることにより、核燃料棒の熱的応答を電気加熱式燃料棒で良く模擬し得ることを示した。
鈴木 邦彦; 文沢 元雄; 村上 知行*; 元木 保男; 平野 光将; 荒井 長利; 宮本 喜晟; 三木 俊也*
JAERI-M 85-183, 129 Pages, 1985/11
多目的高温ガス実験炉では炉心をバイパスする漏れ流れを防止する目的で設置した黒鉛ブロック間シール部における流動特性を評価するために実施した空気による流動試験と、実験炉の炉内流動解析に使用するシール性能データの検討とについて報告したものである。結果を以下に示す。(1)固定反射体体および高温プレナムブロック間シール部を構成する基本ユニットの実寸モデルを用いた試験により、シール部の段差、隙間をパラメータに差圧と漏れ流量との関係を明らかにした。(2)基本ユニットを組合わせた実機と同じ構成のシール構造を用いた試験により、差圧と流量との関係を明らかにした。また、基本ユニット試験の結果に基づき、漏れ流量を推定できることを示した。(3)上記の結果に基づいて、炉内流動解析に使用するシール性能データを定めた。
北口 秀美*; 鈴木 光弘; 傍島 真
JAERI-M 8185, 120 Pages, 1979/03
本報は、BWRのLOCA/ECCS現象を模擬して行われるROSA-III試験の予備解析の1つとして、炉心の燃料温度に及ぼすギャップコンダクタンス等の影響を実炉条件下で検討したものである。これは実炉のLOCA解析において、炉心の燃料棒温度が熱的に厳しくなるような解析上のパラメータを見い出すことによって、ROSA-IIIの試験条件決定の参考にしようとするものである。パラメータとして、ヒートスラブ、ギャップコンダクタンス、崩壊熱、破断口高さなど8つのパラメータをとり、更に最適評価(BE)指向のコードと安全評価(EM)コードの違いについても検討した。ROSA-III試験においては、実炉燃料からの流体への伝熱を模擬するために、炉心電気出力の制御のしかたを工夫してみることが必要である。
柳澤 和章
JAERI-M 7711, 52 Pages, 1978/06
国産燃料体のHBWRにおける照射実験結果の解析を速報である。主に被覆管の直径変化について報告する。解析の対象となった照射期間は1977年6月-7月、到達燃焼度は70MWd/Tuoである。得た結果は下記の通りである。(1)被覆管にうねりが発生した。(2)リッジDr、サブリッジDsおよび谷の径Dtを定義した。(3)Drは出力の増加と共に増加した。燃料棒のギャップと被覆管肉厚の違いによってDr、DsおよびDtにも挙動の相違がみられた。(4)薄肉小ギャップ棒の最高出力(500W/cm)での最大歪はDr値で0.2%、永久 歪は0.13%であったが厚肉小ギャップ棒の最高出力(500W/cm)での最大歪はDr値で0.14%、永久歪は0.05%であった。(5)Dr値は燃料棒の底部、中央部および頂部で異なった。これにはサブリッジDsの効果が大きいことがわかった。(6)高出力保持中の緩和では薄肉管と厚肉管の差がみられた。径歪と軸歪との相関は薄肉管ではよく一致したが厚肉管ではなかった。径方向の変形様式はよく似ていた。(7)FEMAXIコードは比較的よく実験値と一致した。
