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小野田 雄一; 近澤 佳隆; 中村 博紀*; Barbier, D.*; Dirat, J.-F.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
仏実証炉ASTRIDは、その炉寿命として60年を目標としている。これを達成するための予備的設計評価を通じて、交換不可能な原子炉容器内機器への熱負荷に対する構造健全性に関する技術課題が明らかとなってきた。そのような機器の一つが、原子炉容器内の一次冷却材高温槽と低温槽とを区分している内容器である。この内容器の寿命を、フランスの構造規格であるRCCMrXに沿って評価する必要があるが、このためには構造健全性の観点から最も不利な条件となる熱流動過渡を同定する必要がある。この過渡の候補としてScram(通常の緊急炉停止)とLoss of grid(外部電源喪失)を選定し、原子炉容器内の3次元熱流動解析を実施して、最も不利な過渡条件の同定を試みた。その結果、Loss of gridの場合、流量の低下によって原子炉容器内冷却材の温度成層化が顕著となり、内容器板厚内の温度分布が通常運転時と逆転する結果となった。この結果は構造物に対する熱負荷の観点からはより厳しいものとなる。この論文では、熱流動過渡条件下における内容器の温度変化を詳細に解析した結果を示した。次の段階では、ここで得られたデータを用いて、内容器構造の寿命期間中における構造健全性を評価する。
大貫 晃; 秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫
JAERI-Research 94-012, 59 Pages, 1994/08
JAERI-Research-94-012.pdf:1.75MB
PWR-LOCA時再冠水過程における炉心内熱水力挙動をこれまで15
15型模擬燃料集合体を用いて調べてきた。これまでの知見の実炉解析への適用性を評価するためには、燃料集合体形状(1515型と1717型との違い)及び燃料棒構造(被覆管材質・ギャップの有無)の影響を明らかにする必要がある。本研究では、小型再冠水試験装置による試験結果の比較及び1515型に適用可能であるREFLA/TRACコードの解析結果を仲介として、上述の各パラメータが炉心内熱水力挙動に与える影響を検討した。その結果、いずれの効果についても基本的な熱水力挙動は1515型で得られたものと変わらず、1515型模擬燃料集合体で得られた知見は実炉の燃料熱特性の体系にも適用できることがわかった。
村尾 良夫; 井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 岩村 公道; 大久保 努; 大貫 晃
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 1, p.723 - 732, 1993/00
円筒炉心試験装置(CCTF)と平板炉心試験装置(SCTF)による試験において、クエンチフロント上方への明瞭な蓄水と良好な炉心冷却が観測された。これらの試験と原研の小規模試験の結果に対する現象論的分析により明らかになったボイド率、熱伝達率並びに、クエンチの進行に及ぼすグリッドスペーサの効果、逆スラグ流領域での液相速度効果について述べている。また、観測された蓄水と炉心冷却の促進の関係について議論している。更に、原研小規模試験データによる相関式の改良に基づいて、グリッドスペーサ効果を除き、再冠水モデルの改良を行った。この再冠水モデルをREFLA/TRACに組み込み、CCTFとSCTFのデータを用いてモデルの評価を行った。これらの改良モデルとその評価結果について述べている。