電力中央研究所

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電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

報告書データベース 詳細情報


報告書番号

L02

タイトル(和文)

高速増殖原型炉「もんじゅ」過渡試験を対象としたプラント動特性解析コードCERESの検証 --定常運転ならびに原子炉トリップ運転に対する検証-電中研・核燃料サイクル開発機構共同研究報告書-

タイトル(英文)

Verification of the plant dynamics analytical code CERES using the results of the plant trip test of the Fast Breeder Prototype Reactor MONJU- The verification with the steady state and plant trip conditions-Collaboration research report of Central Research Institute of Electric Power Industry - Japan Nuclear Cycle Development Institute

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

当所で開発を進めている高速炉用プラント動特性解析コードCERESに対し、平成7年12月に実施された高速増殖原型炉「もんじゅ」のプラントトリップ試験を対象に、CERESの検証解析を実施した。着目した機器、現象は以下の4つである。(I) 1次・2次・補助冷却システムを対象とした冷却系全体に亘る検証解析(原子炉容器(R/V)内プレナムは2次元モデル)。(II)R/V内プレナム流動に着目した、多次元プレナム流動解析機能を確認するための解析(R/V内プレナムは3次元モデル)。(III)炉心槽横の中間胴内ナトリウムの R/V出口温度長期挙動へ与える影響の評価(R/V内プレナムは2次元モデル)。(IV)中間熱交換器(IHX)内部流動に着目した解析(IHX内プレナムは3次元モデル)。何れの解析においても、試験と解析結果のよい一致を確認することができ、CERESコードの解析能力を確認することができた。

概要 (英文)

To verify the CERES code, analyses were performed by using the result of the plant trip test from the partial power operation of the prototype fast breeder reactor "MONJU" that had been executed in December, 1995. The detail of the structure of the "MONJU" and the results of the test were investigated, and the CERES input data was completed. Following four verification analyses were performed. (I) Analysis concerning the primary/secondary/auxiliary cooling system (the plenum in the reactor vessel (R/V) is modeled in R-Z 2-dimension). (II) Analysis concerning the flow pattern in the plenum of R/V (the plenum is modeled in 3-dimension). (III) Analysis concerning the behavior of the coolant in the middle plenum (the plenum is modeled in R-Z 2-dimension). (IV) Analysis concerning the flow pattern inside the intermediate heat exchanger (IHX) (the plenum in the IHX is modeled in 3-dimension). Analytical results by the CERES code showed good agreement with the results of the test of the "MONJU". Fundamental abilities of the CERES as a plant dynamics calculation code had been verified through these analyses. Additionally, some characteristic flows in plena of "MONJU" became clear by these analyses.

報告書年度

2004

発行年月

2005/04

報告者

担当氏名所属

西 義久

原子力技術研究所新型炉領域

植田 伸幸

原子力技術研究所新型炉領域

木下 泉

原子力技術研究所新型炉領域

宮川 明

核燃料サイクル開発機構 敦賀本部 高速増殖炉もんじゅ建設所 技術課

加藤 満也

(株)NESI 敦賀本部 もんじゅ建設所勤務

キーワード

和文英文
プラント動特性 Plant Dynamics
解析コード Analytical Code
熱流動 Thermal Hydraulics
高速増殖炉 Fast Breeder Reactor
原型炉もんじゅ Prototype Reactor MONJU
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