電力中央研究所

報告書「電力中央研究所報告」は当研究所の研究成果を取りまとめた刊行物として、昭和28年より発行されております。 一部の報告書はPDF形式で全文をダウンロードすることができます。

※ PDFのファイルサイズが大きい場合には、ダウンロードに時間がかかる場合がございます。 ダウンロードは1回のクリックで開始しますので、ダウンロードが完了するまで、複数回のクリックはなさらないようご注意願います。

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

T96019

タイトル(和文)

過渡時炉心湾曲評価のための簡易手法の開発

タイトル(英文)

DEVELOPMENT OF SIMPLIFIED CALCULATIONAL MODEL FOR TRANSIENT CORE BOWING EFFECT

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

炉心最外周の代表的な燃料集合体に着目して過渡時の炉心変形を求める簡易手法を開発し,これを当所開発のプラント過渡解析コードCERESに組み込んで,過渡時の炉心変形と核・熱流動を統合して解くことを可能とした。作成したコードを用いて当所設計の1000MWe級大型金属燃料FBRのULOF事象解析を実施した。その結果,パッド間ギャップやパッド材料などの主要な設計パラメタを現実的な範囲で適切に設定すれば,冷却材沸騰に至らない安全な炉停止が可能となることがわかった。中間パッド間初期ギャップ0.55mmという標準的な設計の場合,ULOF時の冷却材最高温度は約790度と沸騰までに100度以上の大きな余裕があった。また,40%の不確かさを見込んでも冷却材最高温度は約915度で沸騰には至らなかった。

概要 (英文)

A SIMPLIFIED METHOD TO ANALYZE THE TRANSIENTCORE RADIAL DEFORMATION HAS BEEN DEVELOPED BASED ON A MODEL THAT CALCULATES THE SHAPE OF A SINGLE REPRESENTATIVE FUEL ASSEMBLY ON THE OUTERMOST ROW.THE PLANT TRANSIENT CODE CERES HAS BEEN REVISED UTILIZING THIS METHOD SO THAT AN INTEGRATED CALCULATIONAL PROCESS FOR THE CORE NEUTRONICS,THERMAL-HYDRAULICS AND DEFORMATION CAN BE REALIZED.USING CERES,THE RESPONSES OF A 1000-MWE POOL-TYPE METAL FUEL FBR PLANT DURING A ULOF EVENT WERE CALCULATED.ACCORDING TO THE RESULTS,PASSIVE SHUTDOWN WITHOUT COOLANT BOILING IS ATTAINABLE BY SELECTING APPROPRIATE VALUES FOR MAJOR DESIGN PARAMETERS SUCH AS GAP WIDTH BETWEEN LOAD-PAD AND PAD MATERIAL PROPERTIES.THE MAXIMUM COOLANT TEMPERATURE DURING ULOF WAS 790DEGREE WHENTHE ABOVE CORE LOAD-PAD GAP IS 0.55MM,WHICH CAN BE REGARDED AS THE MOST LIKELY VALUE. THE TEMPERATURE INCREASES TO 915 DEGREE BUT IS STILL LOWER THAN THE BOILING POINT WHEN 40% OF UNCERTAINTY IS TAKEN INTO ACCOUNT.

報告書年度

1996

発行年月

1997/05/01

報告者

担当氏名所属

横尾 健

狛江研究所原子力システム部

キーワード

和文英文
高速増殖炉 FAST BREEDER REACTOR
プラント過渡解析 PLANT TRANSIENT ANALYSIS
過渡時炉心径方向膨張 TRANSIENT CORE RADIAL EXPANSION
受動的安全性 PASSIVE SAFETY
金属燃料 METAL FUEL
Copyright (C) Central Research Institute of Electric Power Industry