高速炉安全特性研究のための「常陽」炉心支持板変形解析

• 資料種別: 規格・テクニカルリポート類
• タイトル: 高速炉安全特性研究のための「常陽」炉心支持板変形解析
• 著者・編者: 鈴木 俊宏; 市毛 聡; 鈴木 惣十; 菅谷 和司
• 出版年月日等: 1996-09
• 出版年（W3CDTF）: 1996
• 並列タイトル等: The deformation analysis of JOYO core support-plate for the fast reactor safety characteristic research
• タイトル（掲載誌）: PNC TN9410 96-269
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 出版タイプ： NA; 高速炉の安全特性の内、炉心の基本的特性である反応度係数に影響を及ぼす因子として、炉心構造物の機械的変形による流量特性の変化によるものが想定される。高速実験炉「常陽」は流量一定で運転するため、この影響は殆ど考慮する必要がない。しかし、「常陽」の定格運転時と、停止時の冷却材流体圧力差によって生じる原子炉容器内炉心支持板の変位量を求め、高速炉の反応度係数検討に資することは非常に有効となる。従って、この変位量を求めるため、汎用非線形構造解析コード"FINAS"を用いて変形解析を行った。2次元軸対称モデルによって、炉容器コアサポートと炉内構造物との接合点の変位量を求め、これを境界条件として、炉心支持板を含む炉内構造物の3次元60゜セクタモデルを作成し変位量を求めた。この結果、炉内構造物中の上部炉心支持板は、炉内構造物下部のリブの効果によって炉心中心部の変位が抑制されるものの、炉心中心位置で約0.39mm、第5列で最大変位量の約0.43mmと僅かに上方に変位することが分かった。「常陽」では、流量を変化させる運転方法をとっていないため、定格運転中にこれらの変形を生じることはないが、この変位によって相対的に制御棒が挿入されたと仮定した場合の反応度変化量は、数￠程度(定格運転時、全制御棒が均等挿入されているとした場合)となる。; As the factor which affects the reactivity coefficient, there is a thing by the change of the flow characteristic of the core internal structure by the mechanical deformation. This displacement of core support-plate in the JOYO reactor vessel was analyzed by using "FINAS" (Finite Element Nonlinear Structural Analysis System). This displacement is a result of the coolant loading difference between the shutdown and full operational primary flow rates. The displacement of core support-plate in the JOYO reactor vessel was analyzed by using "FINAS" (Finite Element Nonlinear Structural Analysis System). This displacement is a result of the coolant loading difference between the shutdown and full operational primary flow rates. At first, the deformation of the core support was required according to the two-dimensional axisymmetric model. These displacements were used as input in the three-dimensional models of excluding the support rib. As a result, the displacement of the upper core support-plate would be about +0.39mm in the center and the maximum would be about +0.43mm in the fifth row. Because of the displacement of the support-plate was suppressed by the support rib. The whole core support structure was displaced in the upward direction. And, core support-plate of the upper and lower was spread largest about 0.03mm in the tenth row by the high-pressure plenum coolant loading.
• 一次資料へのリンクURL: /PNC-TN9410-96-269.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-96-269.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: インターネット公開
• 連携機関・データベース: 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• 提供元機関・データベース: 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• 要約等: 高速炉の安全特性の内、炉心の基本的特性である反応度係数に影響を及ぼす因子として、炉心構造物の機械的変形による流量特性の変化によるものが想定される。高速実験炉「常陽」は流量一定で運転するため、この影響は殆ど考慮する必要がない。しかし、「常陽」の定格運転時と、停止時の冷却材流体圧力差によって生じる原子炉...