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山下 英俊
PNC TN1410 98-009, 400 Pages, 1998/05
本年会では、IAEAの高速炉に関する1997年の活動レビュー、1998
1999年の活動計画の審議・調整を行うとともに、メンバー各国における高速炉開発状況について報告・討論を行った。日本からは、高速増殖炉開発の在り方に関する議論の結果、動燃改革の状況について報告するとともに、1997年4月から1998年3月の期間における「常陽」、「もんじゅ」、実証炉開発の状況及び関連する研究開発概況をレビューした。今後の活動計画では、「高速炉における炉物理評価、及び炉内・炉外中性子束の測定」を候補テーマとするIAEA主催の技術会議を、1999年秋頃、日本で開催する予定となった。海外の主な状況は以下のとおり。○イギリス、ドイツは、CAPRA計画に参加し基礎的な研究を進めている。また、原型炉PFRやSNR-300の廃止措置を進めている。○フランスは、フェニックスの第50サイクル運転の準備を行うとともに、CAPRA計画の見直しやスーパーフェニックスの廃止計画の検討を進めている。放棄決定の影響を受け、EFRの設計成果とりまとめを1998年末までに行う。○ロシアは、実験炉BOR-60で振動充填燃料を装荷し照射を進めている。特にBN-600は、ロシア国内の原子力プラントの中で最高の稼働実績をあげている。○インドは、1997年7月に実験炉FBTRの発動運転に初めて成功し、今後出力を上昇させていく予定。原型炉PFBRは2001年の建設開始を目標に詳細設計を実施中。○中国は、1997年8月に実験炉CEFRの基本設計を終了し、現在詳細設計を実施中。1999年4月のコンクリート打設開始、2003年7月の初臨界達成を計画している。○韓国は、原型炉KALIMERの概念設計研究を行っているが、1997年7月に計画を見直し、建設完了予定を2010年代中頃に修正した。次回、第32会定例年回は、1999年5月18日19日、ウイーンのIAEA本部で開催されることとなった。
松本 光雄; 鴨志田 洋; 川又 伸弘
PNC TN1410 98-005, 96 Pages, 1998/03
動燃事業団大洗工学センター原子炉工学室において、平成8年度に54本クラスタ燃料を用いた下降管破断実験、主蒸気管破断実験等が実施された。ここでは、従来の「ふげん」安全評価コード及び軽水炉の安全評価コードであるRELAP5コードにより、上記の下降管破断実験及び主蒸気管破断実験を解析し、「ふげん」安全評価コードの妥当性を評価した。この結果、以下のことが明らかとなった。(1) 「ふげん」安全評価コードは、ドライアウト後の被覆管温度について、実験結果に対して高めの値を算出し、保守的な評価をしていることが確認できた。(2) 「ふげん」最適評価コードのリターンモデルは、実験時の被覆管温度挙動に見られるドライアウト及びクエンチ現象をよく再現できることが確認できた。(3) RELAP5コードは、「ふげん」の下降管破断を模擬したLOCA実験時の伝熱流動現象をほぼ再現し、同コードがATR体系のLOCA解析にも使用できる可能性があることが分かった。
竹内 道雄; 松本 光雄; 森川 豊
PNC TN1410 97-039, 99 Pages, 1997/10
原子力発電所の安全性向上は重要な命題である。そのため、安全評価についても、原子力発電所の建設および試運転を開始する前はもちろんのこと、その供用期間を通じて運転経験および安全上重要な新しい知見に照らして、包括的、かつ体系的に実施することが肝要である。ここでは、最新の技術的知見に照らして、「ふげん」の安全解析を実施した結果について報告する。その結果、「ふげん」は、固有の安全性と安全確保のために設計した設備により安全性が確保されていることが再確認できた。
not registered
PNC TN1410 97-034, 338 Pages, 1997/09
本書は、新型転換炉(ATR)のATR熱水力設計技術について、「ふげん」の設計技術から高度化を図るための研究を実施し、その妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATR実証炉の開発において「ふげん」の開発で培われた解析手法、解析コードを基に「ふげん」の運転実績等を踏まえつつ、設計手法の改良を行っており、それを基にATRの熱水力設計手法の高度化を図っている。特に熱的余裕の指標については、「ふげん」のMCHFRからMCPRに変更し、確率論的な評価手法を開発・導入している。このため、熱的余裕の評価の観点から特に重要な限界熱流速、圧力損失係数等の相関式については、実規模試験データとの対比により、その妥当性を検討した。また、チャンネル流量配分解析コードHAPI(AQUERIOUS)については、「ふげん」におけるチャンネル流量測定データとの対比により計算精度を確認した。さらに、バーンアウト発生確率解析コードDERIV-1については、モンテカルロ法による解析手法及び解析に用いられるデータベース等の妥当性を検討した。このほかに、熱水力安定性、炉心安定性、自然循環時の冷却性及び重水温度分布特性の評価手法について検討した。なお、本書のATR実験炉に係わる検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。
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PNC TN1410 97-037, , 1997/08
本資料は平成9年8月15日に科技庁より一般公開された「原子力安全委員会原子炉安全専門審査会研究開発用炉部会高速増殖原型炉もんじゅナトリウム漏えいワーキンググループ技術検討資料」(第159回会合分)の動燃作成資料分一部抜粋集である。なお動燃作成資料分以外の資料に関しては、別途作成され、動燃各インフォメーションセンター(本社インフォメーションルーム、動燃アトムプラザ等)にて公開されている「原子力安全委員会原子炉安全専門審査会研究開発用炉部会高速増殖原型炉もんじゅナトリウム漏えいワーキンググループ技術検討資料(1/2、2/2)」を参照のこと。
not registered
PNC TN1410 97-033, , 1997/08
本書は、新型転換炉(ATR)の核設計技術について、「ふげん」の設計技術から高度化を図るための研究を実施し、その妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATR実証炉の核設計は格子計算を行う中性子輸送計算コード「WIMS-ATR」、出力分布計算及び燃焼計算を行う3次元核熱結合炉心計算コード「LAYMON-2A」、反応度計算を行う拡散計算コード「CITATION」等から構成される核設計コードシステムにより実施しており、これらのコードでATRの特徴を踏まえた適切なモデル及び解析手法を取り入れ、「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」を参考とした安全上及び運転上の設計方針に示される各評価項目に適切に評価し得ることを確認した。また、この核設計手法は、「ふげん」の開発で培われた解析手法、解析コードを基に高精度化、高速度化等を図っており、その妥当性について、重水臨界実験装置(DCA)の実験データ及び「ふげん」の運転実績に基づく精度評価により検証した。なお、本書のATR実験炉に係わる検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いた。
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PNC TN1410 97-032, 468 Pages, 1997/08
ATR原型炉「ふげん」の圧力管(熱処理Zr-2.5%Nb合金製)は、米国Chase Brass社からの輸入材を使用している。「ふげん」圧力管の設計に使用した圧力管材料データは、主として海外文献データによるものであったが、安定供給および品質管理向上の観点から国産圧力管の製造技術を開発し、ATR実証炉への採用を目標として材料データの取得および設計評価を実施した。評価にあたっては、「ふげん」設計以降の最新の知見を考慮し、「ふげん」で照射された圧力管監視試験片のデータおよび通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験のデータを用いた。圧力管の物質的性質に関しては、周方向および軸方向の各物性値を取得し設計曲線を決定した。機械的性質に関しては、最近の規制動向に対応して、8ロット分25
おきに引張特性データを取得し、設計応力強さSm値を決定した。圧力管の不安定破壊に対する健全性評価に関しては、静的破壊靱性値のみならず動的破壊靱性値を考慮し、水素化物の応力再配向および照射による靱性の低下を考慮した。圧力管クリープの評価手法に関しては、ASME基準に基づく熱クリープ評価を行い、許容クリープ量は応力加速内圧クリープ試験片の照射データにより決定した。圧力管の設計水素濃度評価に関しては、長時間炉内・外データを圧力管の直管部およびロールドジョイント部(すきま部)について取得し、設計式を決定した。圧力管の水素遅れ割れに対する健全性評価に関しては、水素遅れ割れ発生しきい値を水素濃度の関数で求め。設計上水素遅れ割れが発生しないことを評価した。圧力管のLBB性に関しては、オーステナイト系ステンレス鋼管に適用したLBB指針を参考にLBB評価を実施し、LBBが成立することを評価した。圧力管破損確率評価に関しては、これまで取得したデータを用い、PROFRAM3コードでモンテカルロ法による確率論的破壊力学を適用して解析を行った。圧力管の貫通確率、破断確率ともに十分低いことが判った。なお、本書のATR実証炉に係わる試験による検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いた。
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PNC TN1410 97-031, 638 Pages, 1997/08
本書は、新型転換炉(ATR)の安全評価技術について、評価基準の考え方、評価の方針、解析・評価手法およびその妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATRの安全評価技術は、設計基準事象を評価するための「運転時の異常な過渡変化解析コードシステム」および「事故解析コードシステム」として体系化されており、前者は反応度投入事象解析コードおよびプラント過渡事象解析コードから、また後者は、大破断事故解析コード、中小破断事故解析コードおよび原子炉格納容器圧力解析コード等から構成している。これらの解析コード群には、動力炉・核燃料開発事業団(以下「動燃」)大洗工学センターに設置された重水臨界実験装置(DCA)、伝熱流動試験装置(HTL)、部品機器試験装置(CTL)及び安全性試験装置(SEL)等の実規模試験で得られた試験データに基づいて開発した各種相関式やモデルを組み込んでいる。また、これらの解析コードは「ふげん」における起動試験や前述の実規模試験による解析、国際的なベンチマーク解析等を通じて、その妥当性を確認している。さらに、ATRの潜在的リスクや安全余裕度に関する理解を深めると共に、設計基準事象を超える事象が発生した場合のアクシデントマネジメント手法を研究するために、シビアアクシデント研究および確率的安全評価手法に関する研究を実施しており、本書ではこれらについても研究の成果を集大成している。なお、本書のATR実証炉に係わる解析コードの試験による検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。
山口 隆司
PNC TN1410 97-030, 107 Pages, 1997/08
新型転換炉(ATR)の安全評価事象である「原子炉冷却材喪失」の内、大破断事故に分類される事象における熱水力過渡変化、炉心再冠水挙動及び燃料温度過渡変化の評価では、大破断時熱水力過渡変化解析コードSENHOR、炉心再冠水特性解析コードFLOOD及び燃料温度解析コードHEATUPをそれぞれ用いている。ここでは、大破断事故解析時に使用する各コード間の関係(解析フロー)及び各コードの概要を示す。1.1解析コード体系安全評価のための冷却材喪失事故(以下LOCAという)解析コードシステムは、ATRの大破断時熱水力過渡変化解析コードSENHOR、中小破断時総合熱水力過渡変化解析コードLOTRAC、燃料温度解析コードHEATUP及び炉心再冠水特性解析コードFLOODから構成され、大破断事故解析には、SENHOR、FLOOD及びHEATUPを用いた一連の解析により安全評価を行う。SENHORは、非常用炉心冷却設備(以下ECCSという)作動特性を考慮してブローダウン時の原子炉冷却設備内の熱水力学的な挙動及び燃料の温度挙動を解析すると同時に、原子炉熱出力変化特性も解析する。SENHORから得られた原子炉熱出力及び蒸気ドラム圧力の時間変化等を基にFLOODにより、急速注水系(以下APCIという)の注水量変化と炉心での蒸発量を考慮した平均再冠水速度を解析し、燃料被覆管温度ターンアラウンド開始時間とターンアラウンド後の熱伝達率を求める。SENHORから得られた熱水力学的挙動のデータ及びFLOODから得られた燃料被覆管温度ターンアラウンド開始時間等を基に、HEATUPにより、燃料要素の詳細な温度変化を解析し、燃料被覆管最高温度及び被覆管酸化量を求める。1.2解析コード1.2.1SENHORコード大破断時熱水力過渡変化解析コードSENHORは、大破断解析用に開発されたコードであり、ブローダウン時の原子炉冷却設備内の熱水力学的な挙動及び燃料の温度挙動を解析する。
山口 隆司
PNC TN1410 97-029, 65 Pages, 1997/08
新型転換炉(ATR)の安全評価事象である「原子炉冷却材喪失」の内、中小破断事故に分類される事象における熱水力過渡変化及び燃料温度過渡変化の評価では、中小破断時総合熱水力過渡変化解析コードLOTRAC及び燃料温度詳細解析コードHEATUPをそれぞれ用いている。ここでは、中小破断事故解析時に使用する各コード間の関係(解析フロー)及び各コードの解析モデルを示す。1.1解析コード体系安全評価のための冷却材喪失事故(以下LOCAという)解析コードシステムは、ATRの大破断時熱水力過渡変化解析コードSENHOR、中小破断時総合熱水力過渡変化解析コードLOTRAC、燃料温度解析コードHEATUP及び炉心再冠水特性解析コードFLOODから構成され、中小破断事故解析にはLOTRAC及びHEATUPを用いた一連の解析により安全評価を行う。LOTRACは、非常用炉心冷却設備(以下ECCSという)作動特性を考慮してブローダウン時の原子炉冷却設備内の熱水力学的な挙動及び燃料の温度挙動を解析すると同時に、原子炉熱出力変化特性も解析する。なお、プラント制御系による影響を考慮した解析も可能としている。LOTRACから得られた熱水力学的挙動のデータ及びECCS注水特性挙動データから得られる燃料被覆管温度ターンアラウンド開始時間、ターンアラウンド後の熱伝達率等を基に、HEATUPにより、燃料要素の詳細な温度変化を解析し、燃料被覆管最高温度及び被覆管酸化量を求める。1.2解析コード1.2.1LOTRACコード中小破断時総合熱水力過渡変化解析コードLOTRACは、中小破断時における長時間の解析用に開発されたコードであり、ブローダウン時の原子炉冷却設備内の熱水力学的な挙動及び燃料の温度挙動を解析する。
山口 隆司
PNC TN1410 97-027, 12 Pages, 1997/08
格子計算は、炉心出力分布計算、反応度特性計算等の炉心核特性計算に必要な単位燃料格子平均の核定数を計算するものである。主な核定数を以下に示す。(a)無限増倍率(k
)(b)中性子移動面積(M2)(c)拡散計算用断面積(D、
a、f、r)(d)局所出力分布(e)同位元素組成格子計算コードは、英国で開発された「WIMS-D」コードを基に、動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センターの重水臨界実験装置(以下DCAという。)における実験解析及びATR原型炉「ふげん」の炉心管理を通じ、解析精度の向上を目的として、Honeckモデルによる温度依存性を考慮した重水散乱断面積の追加等の改良・整備を行なった「WIMS-ATR」コードを使用する。また、制御棒に隣接する格子の核定数作成には、制御棒による中性子吸収量の計算が必要である。この計算は、制御棒効果計算コード「LOIEL BLUE」を使用する。このコードは、制御棒を囲むスーパーセル体系において、制御棒による中性子吸収割合に対応する指標である制御棒中性子吸収面積(「制御棒に流入する中性子数」と「格子内中性子減速密度」の比)を計算する。計算体系は、制御棒を囲む4つの格子であり、1次元3群拡散計算により体系内の中性子バランスを求め、これを基に制御棒中性子吸収面積を計算する。この計算の際に必要となる制御棒表面における中性子束の外挿距離は「THERMOS」コード及び「DTF」コードを用いて、また、隣接格子の格子定数は「WIMS-ATR」コードを用いて各々計算する。
山口 隆司
PNC TN1410 97-028, 14 Pages, 1997/07
新型転換炉(ATR)の安全評価事象の内、「事故」の「原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化」に分類される事象における格納容器内の圧力、温度の評価には、原子炉格納容器内圧力解析コードCONPOLを用いている。ここでは、解析コードの機能及び解析モデルを示す。1.1解析コード本コードは、原子炉冷却材喪失事故が発生した場合における高温高圧の冷却材流入による格納容器内圧力上昇、温度上昇を評価する。そのため、本コードは下記の計算機能を有している。(1)原子炉冷却設備からのブローダウン量(2)原子炉冷却設備からの放熱(3)格納容器壁への蒸気凝縮熱伝達(4)格納容器スプレイ系によるスプレイ冷却効果1.2解析モデル本コードでは、原子炉冷却設備、格納容器、蒸気放出プールをモデル化し、それぞれに対し質量保存の式、エネルギ保存の式を基礎に、圧力、温度及び質量変化を求めている。
山口 隆司
PNC TN1410 97-026, 16 Pages, 1997/07
3次元核熱水力結合炉心計算コード「LAYMON-2A」は、ATRの出力分布計算及び制御棒反応度価値計算に用いられる。本コードは、臨界ほう酸濃度のサーチ機能等、炉心運用計画に必要な各種機能を持っており、炉心燃焼計算等の各種シミュレーション計算を行うことができる。なお、本コードの核定数は、炉心内の燃焼度分布、冷却材ボイド率分布、ほう酸濃度等を考慮するため、これらをパラメータとしたフィッティング式の形で入力される。さらに、「LAYMON-2A」コードにキセノン・サマリウムの動特性方程式を組み込んだ炉心3次元キセノン動特性解析コード「LAYMON-2C」は、炉心の出力レベル、出力分布変化に伴うキセノン・サマリウム濃度の時間変化を考慮でき、炉心3次元のキセノンによる出力の空間振動特性及び領域出力制御特性解析に用いられる。
山下 英俊
PNC TN1410 97-024, 486 Pages, 1997/05
平成9年5月13日16日、中華人民共和国の北京市で開催された第30回IAEA/IWGFR定例年会に、日本委員として出席した。本年会では、IAEAにおける高速炉に関する1996年の活動レビュー、19971998年の活動計画の審議・調整を行うとともに、各国における高速炉開発状況について報告・討論を行った。日本から高速増殖炉開発の概況をレビューするとともに、「もんじゅ」ナトリウム漏えい事故の原因調査結果等について報告した。出席者から「もんじゅ」の運転再開時期や動燃改革の状況に関する質問が多く聞かれた。各国の高速炉開発状況について、イギリス、ドイツは、アクティビティが少なくなってきているものの基盤的な研究を続けている。実プラントを保有し運転しているフランス、ロシア、カザフスタン、インドは、それぞれの国情に応じて開発計画を進めている。また、中国は、5年後に実験炉(CEFR)の初臨界を達成すべく建設計画を進めている。韓国は、原型炉(KALIMER)を2011年に初臨界を至らしめるべく開発が進められている。次回、第31回定例年会は、1998年5月12日14日、ウィーンのIAEA本部で開催されることとなった。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN1700 97-003, 18 Pages, 1997/03
本図書は、新型転換炉ふげん発電所設計及び工事方法の認可申請書(計測制御系統施設の変更)である。本図書は1.計測制御系統施設の構成及び申請範囲、2.準拠した基準及び規格、3.設計、4.工事の方法、添付書類によって構成されている。今回申請する範囲は、計測制御系統施設の変更、である。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN1700 97-001, 38 Pages, 1997/01
本図書は、新型転換炉ふげん発電所設計及び工事方法の認可申請書(第27回取替用UO2タイプB型燃料集合体の製造)である。本図書は、1.原子炉本体の構成及び申請範囲、2.準拠した基準及び規格、3.設計、4.工事の方法、添付書類によって構成されている。今回申請する範囲は、(2)燃料のイ.標準燃料集合体のうち、(ハ)UO2タイプB燃料集合体である。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN1700 96-017, 25 Pages, 1996/11
電気事業法第48条第1項の規定により、別紙工事計画書のとおり工事の計画を届け出ます。I工事計画書II工事工程表III変更を必要とする理由を記載した書類IV添付資料V参考資料
