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中倉 健介*; 薬研地 彰*; 荘司 昭朗*; 荒木 政則; 閨谷 譲; 田中 栄一*; 島 裕昭*
JAERI-Tech 2005-058, 61 Pages, 2005/09
国際熱核融合実験炉(ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor)の設計は、工学設計活動(EDA: Engineering Design Activities)のもとに約9年間進められ、2001年7月に最終設計報告書として取りまとめられた。その後、調整技術活動(CTA)を経て、現在建設に向けての移行措置活動(ITA)の位置づけのもとに設計検討が進められている。日本原子力研究所では、トカマク複合建家について、我が国の原子力発電所耐震設計技術指針等に基づき、複数の代表的な解析手法による静的及び動的な予備的構造検討を実施した。トカマク複合建家は、原子炉建家と比べて外観上の大きな相違はないが、内部構造上は、トカマク本体近傍の放射線遮蔽壁に多数の大開口(ポート)が設けられるなど原子炉建家の特性と異なる部分が含まれており、工学設計に引き続き行われるサイト依存設計に向けた詳細検討を行うにあたり、これらの解析モデルの特性を把握する必要がある。本報告では、トカマク複合建家の詳細モデルと離散化モデルによる静的及び動的特性を比較・検討し、離散化モデルにおける放射線遮蔽壁及びその周辺床の剛性設定方法の妥当性を明らかにした。
宮本 喜晟
JAERI-M 5119, 37 Pages, 1973/02
本報告はナ卜リウム冷却高速炉燃料集合体の温度分布を計算する解析方法および計算コード「FATEC-2-ROD 」について述べたものである。この計算モデルの主な特徴は次の通りである。(1)混合効果を含めた冷却材温度の計算では、ランプド(またはサブチャンネル)モデルが用いられる。(2)混合効果は見掛けの熱伝達率として表わされる。(3)燃料集合体における任意の燃料要素の温度は1次元(r方向)または2次元(r-)モデルしとして計算される。この計算コードはFORTRAN IVで書かれており、IBM360、195およびFACOM230-60に用いることができる。