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報告書

BN-600ハイブリッド炉心の核設計精度評価結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 羽様 平; 岩井 武彦*; 石川 真

JNC TN9400 2003-074, 401 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-074.pdf:48.95MB

ロシア余剰核兵器解体プルトニウム処分協力の一環で実施したBFS-62体系の臨界実験解析結果を反映し、BN-600ハイブリッド炉心の核設計精度をサイクル機構の高速炉核特性解析システムを用いて評価した。 BN-600ハイブリッド炉心は、ロシアの高速炉発電所BN-600のU02燃料領域の一部をMOX燃料に、また外周のブランケット部をステンレス鋼反射体にそれぞれ置換して構成する。この炉心変更を模擬した一連の臨界実験体系(BFS-62-1$$sim$$4体系)及び他の高速炉体系の実験解析結果をもとに、ベイズの定理に基づく炉定数調整法及びバイアス法を適用して上記炉心の核設計精度を評価した。評価した核特性は、臨界性、核分裂反応率分布、Naボイ度反応度、制御棒価値、燃焼欠損反応度等である。炉定数調整法の適用により、実験データを一切反映しない基本炉定数による場合に比べて、どの核特性についても核設計精度(予測誤差)を概ね半分以下に低減できることを確認した。精度の改善には鉄の弾性散乱断面積の共分散の低減が支配的な役割を果たしたが、これは比較的大きな出力密度を有しU235を主要な核分裂性物質とする燃料部をステンレス鋼反射体によって取り囲むBN-600ハイブリッド炉心の特徴に起因するものである。この他、BFSとZPPR等他の高速炉体系の実験解析結果が整合性を特つこと、及び核設計精度の改善にBFS-62体系の情報が有意に寄与したことを確認した。また、バイアス法は、BFS-62体系をモックアップ体系としてBN・600ハイブリッド炉心に適用する場合には、炉定数調整法に比べて精度改善効果が劣り、実験誤差が大きいもしくは感度係数の相違が大きな核特性についてはほとんど精度を改善できないことがわかった。

報告書

サーマルストライピング現象の熱流動に関する実験研究; 平行三噴流体系を用いたナトリウムおよび水の温度変動特性の比較

木村 暢之; 三宅 康洋*; 宮越 博幸; 長澤 一嘉*; 五十嵐 実; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-077, 96 Pages, 2003/06

JNC-TN9400-2003-077.pdf:3.96MB

高速炉において、温度の異なる流体が混合し、その際に発生する温度変動が構造材へ伝わることにより、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)の評価手法を確立することは重要である。サーマルストライピング現象の評価において、流体中での温度変動特性、流体から構造材への温度変動の伝達特性、構造材中の温度変動の伝播特性を取り込んだ上で、構造健全性を評価することで、安全性担保と合理的な設計が可能となる。 高速炉の冷却材として検討されているナトリウムに比べ、一般産業で多く使用される水では、熱伝導率が約1/100であることから、温度変動特性が異なると考えられる。そこで、本研究では、3本鉛直壁噴流体系のナトリウム試験と水試験をほぼ同一の寸法形状で実施し、ナトリウムと水の物性の違いによる噴流間混合現象への影響を評価した。試験パラメータとしては、水試験をリファレンスとし、ナトリウム試験において、流速を同じにしたケースとRe数を同じにしたケースの2ケース行った。また、噴流の混合形態の異なる条件として3本の噴流の吐出速度が等速条件、非等速条件、ならびに1本の噴流の流速をゼロとした2噴流条件の3パターン実施した。 その結果、各噴流条件ともナトリウムの方が水に比べて、噴流間の流体混合が発生する領域が下流側になることが明らかとなった。また、温度変動のパワースペクトル密度(PSD)は、流速一致条件でナトリウムと水の結果が一致した。壁面近傍では、水に比べて、ナトリウムの温度変動のPSDは低周波数成分側が小さくなることがわかった。構造材の疲労損傷を評価する上で重要な変動の振幅とその頻度を分析する上で、流体温度変動の波形分析(レインフロー法)を行った結果、全体的な傾向はナトリウムと水で一致した。 これらのことから、温度変動の空間分布、周波数および振幅に関して、同一寸法形状、流速一致条件での水試験により得られた結果を使用して実機を評価できる見通しが得られた。

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