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報告書

高温ガス炉用燃料温度計算コードFTCCの開発

稲葉 良知; 井坂 和義; 柴田 大受

JAEA-Data/Code 2017-002, 74 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-002.pdf:2.36MB

高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において燃料最高温度は、炉心の形状や仕様、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本報告書では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、特長(HTTR設計コードからの改良点)、コード構成、使用方法及びFTCCによる検証計算の結果について示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。また、FTCCを用いて、工学的安全係数及び燃料冷却形態の違いが燃料最高温度の低減化に与える効果について調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。

論文

Development of fuel temperature calculation code for HTGRs

稲葉 良知; 西原 哲夫

Annals of Nuclear Energy, 101, p.383 - 389, 2017/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において、燃料最高温度は、熱出力、炉心形状、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本論文では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、HTTR設計コードからの改良点及びFTCCによる検証計算の結果を示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。加えて、燃料最高温度の低減化に与える燃料冷却形態の効果を、FTCCを使って調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。

報告書

黒鉛熱伝導率に関するアニーリング効果の予備検討及びアニーリングデータ測定試験方法の検討(受託研究)

角田 淳弥; 中野 正明*; 辻 延昌*; 柴田 大受; 石原 正博

JAERI-Tech 2004-055, 25 Pages, 2004/08

JAERI-Tech-2004-055.pdf:4.25MB

高温ガス炉の炉心構成要素や炉内構造物に用いられる黒鉛材は、運転中の中性子照射により熱伝導率が大きく低下するが、減圧事故等の事故時に高温に加熱されるとアニーリング効果によって熱伝導率の回復現象を生じることが知られている。このため、保守性の観点から現状の燃料最高温度評価では考慮していないこのアニーリング効果を定量的に考慮することにより、事故時の炉心温度挙動評価の高精度化が図られ、高温ガス炉機器の健全性評価手法の高度化を達成することが可能となる。そこで本研究では、高温ガス炉の炉心温度に及ぼす黒鉛熱伝導率に関するアニーリング効果の影響について解析的な検討を行い、アニーリング効果によって、減圧事故時の燃料最高温度の解析値が約70$$^{circ}$$C低くなることを示した。これにより炉心の温度挙動解析において、アニーリング効果を適切に考慮することが重要であることが明らかになった。また、HTTRの黒鉛構造物のアニーリング効果を定量的に評価するために必要な試験方法について検討し、アニーリングデータの取得試験計画を検討した。

論文

Evaluation of local power distribution with fine-mesh core model for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

村田 勲; 山下 清信; 丸山 創; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(1), p.62 - 72, 1994/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:70.15(Nuclear Science & Technology)

本報は、高温ガス炉(HTGR)のために開発された詳細出力分布評価手法について述べたものである。本手法はベクトル化された3次元拡散コードを用いることにより径方向及び軸方向の非均質性を全炉心レベルで正確に取り扱うことができる。この評価手法を高温工学試験研究炉(HTTR)に適用することにより、炉心内のウランの濃縮度、反応度調整材、ブロック端黒鉛や制御棒案内カラムの黒鉛による径方向及び軸方向の非均管性を考慮した、燃料ピン毎の出力分布を得ることが出来るようになった。本評価手法の精度は、臨界実験装置VHTRCの実験結果により検証され、出力分布について3%以下の精度で実験結果と一致することを確認した。本手法は、HTTRの燃料最高温度評価におけるホットスポットファクターの評価に応用され、燃料最高温度が制限値(通常運転時1495$$^{circ}$$C、運転時の異常な過渡変化時1600$$^{circ}$$C)を下回ることを確認した。

報告書

高温工学試験研究炉の炉心入口冷却材温度の評価

藤本 望; 丸山 創; 数土 幸夫

JAERI-M 89-049, 53 Pages, 1989/05

JAERI-M-89-049.pdf:1.23MB

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)について、原子炉圧力容器入口から、炉心入口部までの冷却材の熱流動解析についてまとめたものである。HTTRでは、原子炉圧力容器に流入した冷却材は、炉心と原子炉圧力容器の間を上方へ流れて上部プレナムへ至り、上部プレナム内で反転して下降流となり炉心へ流入する。本報では、冷却材が炉心と原子炉圧力容器の間を上昇する際の冷却材温度上昇及び温度上昇誤差の評価、上部プレナム内における冷却材の3次元熱流動解析による冷却材温度混合の評価についてまとめたものである。また、炉心入口温度の燃料最高温度評価に及ぼす影響についても検討を加えた。

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