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堺 公明; 森下 正樹; 岩崎 隆*; 大山 一弘*
JNC TN9400 2001-052, 71 Pages, 2001/05
JNC-TN9400-2001-052.pdf:3.24MB
サイクル機構では、高速増殖炉の実用化戦略調査研究として、多様な冷却材を対象とした幅広い実用化像に関する設計研究を進めている。その中で、冷却材の一つの候補として、重金属である鉛-ビスマスが摘出されている。平成11
12年度に実施された、実用化戦略調査研究・フェーズI研究では、鉛-ビスマスに適合するプラント概念として、自然循環方式の中型炉に着目した概念設計研究が進められた。本研究では、鉛-ビスマスを冷却材とするタンク型の自然循環炉について、崩壊熱除去特性を評価する観点から、既存の多次元蒸気発生器解析コード(MSG)とフローネットワーク型のプラント動特性解析コードであるSuper-COPDコードを結合し、統合型プラント動特性解析コードを構築した。また、それらのコードを用いて、ANLにて設計研究が進められているSTAR-LM炉を対象として、事故時動特性解析及び炉心熱流動解析を実施した。さらに、概念設計研究が実施されたPb-Bi冷却自然循環中型炉を対象として、定格時の炉容器内の熱流動及び崩壊熱除去系を用いた過渡流動特性を評価した。その結果、整備を実施した統合型プラント動特性解析コードについて、自然循環炉の起動から定格定常状態の達成評価、核特性を考慮した事故時のプラント動特性、炉心内の自然循環による流量配分、蒸気発生器ヘリカルコイル各層の蒸気温度評価、崩壊熱除去系による過渡特性評価等への適用性を確認するとともに、それらについて自然循環炉の基本的な熱流動特性を明らかにした。
羽様 平; 毛利 智聡; 大谷 暢夫; 相原 永史; 八木 昭; 吉田 守; 有賀 正訓*
JNC TN9400 2001-044, 136 Pages, 2001/05
JNC-TN9400-2001-044.pdf:3.97MB
核燃料取扱施設の晦界安全管理技術の高度化及び設計の合理化に資するため、重水臨界実験装置(DCA)を使用して未臨界度モニターのための未臨界度測定技術の開発を実施した。本開発では、臨界安全管理上の制限が最も厳しいとされる高速炉再処理施設への未臨界度測定技術の適用を想定し、予想される困難な状況下でも利用可能な測定技術として炉雑音測定に基づく2種類の手法(ミハルゾ法及びファインマン-
法)を選定し、測定性能の把握と性能の改良による適用性の向上に取り組んだ。DCAは新型転換炉の開発のために使用されてきた臨界実験装置であるが、高速炉再処理施設への模擬性が高い体系で未臨界度測定技術の開発を実施するため、炉心中央部に未臨界の試験体領域を設け、減速材に軽水を、燃料に高速炉燃料を使用できるように炉心を改造した。開発した2種類の未臨界度測定手法は、いずれも応答時間10分以内で実効増倍率O.4まで測定可能であり、体系の変動や高中性子バックグラウンドに対する適用性にも優れている。さらに複雑な幾何形状に対しても未臨界度を評価することが可能であり、高速炉再処理施設だけでなく燃料加工施設等へも適用可能な測定技術である。また、両測定手法は測定システムの大部分を共有するが、その特徴は大きく異なっており、多面的な評価による信頼性の高い測定システムを合理的に構築できる。本報告書は、DCAにおける未臨界度測定技術開発の経緯と成果についてまとめたものである。
小舞 正文; 大山 幸男*
JNC TN9400 2001-057, 36 Pages, 2001/03
JNC-TN9400-2001-057.pdf:1.15MB
高速実験炉「常陽」(以下「常陽」)では、炉内異常事象を応答性の早い核計装信号を用いて検出し、炉内異常を早期に検知する早期炉内異常検知技術の開発を進めている。例えば炉内流路閉塞等により気泡が発生した場合、高周波の反応度ゆらぎが発生するが、その応度ゆらぎを早期に検知するためには、核計装信号の微弱な変化をすばやく捉える必要がある。そのため通常時の核計装信号のバックグラウンド特性を予め把握することは重要である。「常陽」では、これまでに炉雑音測定試験により核計装信号ゆらぎのバックグラウンドデータを採取してきた。核計装信号の周波数スペクトルの特徴は、高周波になるにつれてスペクトル強度が低下するピンクノイズ形状であることがあげられる。そのため、炉内早期異常検知システムは、計測上のダイナミックレンジを確保しつつ高分解能のサンプリングビット分解能で核計装信号の変化を捉え、通常時のバックグラウンド特性との比較演算を高速に行うことが重要となる。本報告書では、核計装信号ゆらぎの特性についてまとめ、その特性を基にした異常検知システムの検討結果をまとめた。
掛樋 勲; 吉氏 崇浩*
JNC TN9400 2001-054, 144 Pages, 2001/03
JNC-TN9400-2001-054.pdf:25.03MB
本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)における操業性評価に係るものである。乾式リサイクルシステムは、工程機器で処理した燃料(使用済み燃料、リサイクル燃料中間製品、リサイクル燃料製品)を固体の形で次の工程へ、ロボット等のハンドリングシステムで、移送するバッチ処理システムである。この工程(工程機器)は、大型ホットセル内に配置されており、工程機器の保守・補修は遠隔で行う必要がある。本研究では、このシステムの特徴を踏まえた、乾式工程機器の保守・補修方法の構築・評価を行った。保守・補修方法については、機器の保守項目、点検方法、修理・交換方法、作業場所、必要な保守設備等の保守・補修計画を策定した。評価は、電解再処理槽(溶融塩電解槽)を例に、保守の方法と手順、必要な物流動線、必要な設備、遠隔操作性等の保守計画で策定した保守・補修性を、バーチャルエンジニアリング手法を用いたシミュレーションコード(現実化した動画を作る)で行った。シミュレーションの事例は、駆動部の故障、漏洩事故を想定した。本研究により、乾式システムの保守に関する他の機器への適用及びプラント設計への反映ができる成果を得た。技術課題については、保守の観点からの機器、プラント設計への要求、点検方法、保守設備の開発等を摘出し、必要性を示した。
吉田 昌宏; 黒羽 隆也*
JNC TN9400 2001-051, 38 Pages, 2001/03
JNC-TN9400-2001-051.pdf:3.46MB
高速実験炉「常陽」では、高速増殖炉の固有安全性実証を目的とした安全特性試験の実施に関する研究を行っている。本研究に用いるプラント動特性解析コードとしては、「常陽」用に開発した"Mimir-N2"を採用し、MK-II炉心で実施した運転特性試験等から得られる情報を基に、コードの整備・検証を行ってきた。安全特性試験の検討を行う上で重要なフィードバック反応度の検討として、「常陽」で観測される出力係数の燃焼依存性に着目し、これを燃焼に伴う燃料膨張反応度の変化によるものと仮定して燃料膨張反応度に燃焼依存性を考慮した。その結果、ステップ応答試験におけるステップ投入直後の核計装応答、燃料集合体出口温度及び一次冷却材が一巡した後の炉心支持板膨張反応度によるプラント状態の変動などを良く模擬できることが確認できた。また、「常陽」で開発した炉心湾曲反応度解析システムによる解析結果を入力として与えることにより、炉心湾曲反応度を取扱う機能を"Mimir-N2"に追加した。以上により整備した"Mimir-N2"を用いて、MK-III炉心においてATWS模擬試験を実施した場合の予測解析を行った。その結果、反応度効果としては小さいが、原子炉出力状態によって変動する可能性のある炉心湾曲反応度に関しては、その挙動を把握しておくことが試験計画策定上重要であることがわかった。
牧野 徹*
JNC TJ9520 2001-001, 81 Pages, 2001/03
大洗工学センターシステム部炉心技術開発グループは、これまで蓄積されてきた豊富なFBR炉物理研究の成果を集大成して、実証炉や実用炉などの大型FBR炉心の核設計精度を向上させることを目的とした、核設計基本データベースの整備を行ってきた。本作業は、核設計基本データベース整備作業の一環として、核特性解析コード群の最新使用マニュアルを整備したものである。その具体的内容を以下に記す。(1)整備した解析コードは、核特性解析コードインターフェイスJOUNT、格子計算コードSLAROM,CASUP,拡散計算コードCITATION-FBR、輸送計算コードTWOTRAN-II,TRITAC,拡散摂動計算コードPERKY,輸送摂動計算コードSNPERT,SNPERT-30,感度係数計算コードSAGEP,SAGEP-3D、輸送ノード法計算NSHEX,炉定数調整計算コードABLE,実機核特性設計予測精度計算コードACCEPTである。(2)使用マニュアルは、今後の各解析コード群の改良がタイムリーに反映できるようにするため、HTMLファイル形式およびPDFファイル形式で電子ファイル化し、WebサーバーによるJNCイントラネットへの情報配信をしているので、JNCイントラネネットに接続しているユーザーが、容易に最新の情報をWebブラウザにて参照できるようにした。(3)電子化させた使用マニュアルは、ユーザーが使い易いように、ある箇所から必要な箇所にジャンプできるリンク機能を使用した。また、印刷物をスキャナで読み込んで生成したPDFファイル内の文字も、WebブラウザにプラグインされるAdobe Acrobatの文字列検索機能の使用により検索可能とした。(4)整備された使用マニュアルからは、必要な解析コードのプログラム、サンプル入力データ、WS用実行シェルスクルプト等の情報がダウンロード可能である(ただし、サイクル機構内に限る)。(5)電子化された核特性解析コード使用マニュアルのデータベース操作方法、および今後の核特性解析コード群改良に伴うデータベースの更新方法を報告書に整備した。今回の整備作業により、1994に行われた核特性解析コードシステムの整備に引き続き、核特性解析コードに加えられた修正・改良が反映され、さらにFBR炉心解析研究に対する品質保証が高められたこと、そして核特性解析コード使用マニュアルを電