高速増殖大型炉設計研究 照射変形に起因する炉内流量分布変化挙動の評価

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 高速増殖大型炉設計研究 照射変形に起因する炉内流量分布変化挙動の評価
• Author/Editor: 菰田 成一
• Author Heading: 菰田 成一
• Publication Date: 1990-06
• Publication Date (W3CDTF): 1990-06
• Alternative Title: Design study on large scale FBRs; Evaluation of in-reactor flow re-distribution caused by deformation of core structural materials due to neutron irradiation
• Periodical title: PNC TN9410 90-079
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): (目的)本研究の第一の目的は、一次系冷却材全流量が時間的に変化しないことを前提とし、中性子照射に起因する炉心材料の変形によって引き起こされる炉内流量再分布を評価するための手法、およびそれを組込んだ解析コードを提供することである。第二の目的は、この手法を適用することによって、63年度設計の100万kWeおよび150万kWeのFBRにおける炉内流量再分布を評価することである。(方法)スペーサワイヤとラッパ管の径方向変形は、熱膨張、スエリング、および照射クリープを考慮して計算する。燃料被覆管の軸方向および径方向変形は、CEDAR-IIコードで計算する。したがって、燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用(以下、PCMI)を考慮する。炉内流量再分布は、計算した変形寸法および燃料ピンバンドル部圧損実験式を用いて評価する。尚、圧損実験式はバンドルとラッパ管の相互作用量に依存する式である。(結論)本研究で得られた主要な結論を以下に示す。(1) 中性子照射に起因する炉心材料の変形によって引き起こされる炉内流量再分布評価手法を提供するとともに、同手法を組込んだFDICAコードを開発した。(2) 燃料設計寿命が45ヵ月である100万kWeFBRでは、サイクル末期での流量再分布が著しく、最大発熱集合体の流量は3.6\%減少する。これは、ラッパ管材がPNCフェライト/マルテンサイト鋼であることに対し、被覆管材がPNC改良オーステナイト鋼であることによる。(3) ラッパ管材を改良オーステナイト鋼に変更するならば、流量減少率は0.5\%と小さくなり、燃料設計の観点ではこの材料選択の方が好ましいことが分かった。(4) 燃料設計寿命が72ヵ月である150万kWeのFBRでは、被覆管材とラッパ管材はいずれも酸化物分散強化型フェライト鋼であるにも拘わらず、流量再分布は著しく、最大発熱集合体の流量は2.2\%減少する。これは、PCMIに起因する被覆管の変形が大きいためである。; One of the aims of this study is to present a evaluation method on in-reactor flow re-distribution caused by the deformation of core structural materials due to neutron irradiation and the computing code into which the method is incorporated. Here it Should be mentioned that the totall flow rate in the primary coolant system is assumed to remain unchanged with time. The other aim is to evaluate the in-reactor flow re-distribution in the FBRs of 1,000 MWe and 1,500 MWe designed in the year before last by applying this method. The radial deformations of spacer wire and duct tube are calculated by taking account of thermal expansion, swelling and irradiation creep. The axial and radial deformations of fuel cladding are calculated by CEDAR-II code, and hence the mechanical interaction between fuel pellets and cladding (hereafter reffered to PCMI) is taken into account. The in-reactor flow re-distribution is evaluated by using the deformed dimensions and the experimental formula of pressure loss in fuel pin bundles which depehds on the magnitude of bundle duct interaction. The main conclusions drawn in this study are as follows. (1)The evaluation method is presented, and it is incorporated into FDICA code (computing code of in-reactor Flow re-DIstribution CAused by the deformation of core structural materials due to neutron irradiation) (2)The flow re-distribution is remarkable in the end of reactor cycle in the 1,000 MWe FBR in which the fuel life is designed to be 45 months and the flow rate in the hottest fuel assembly decreases by 3.6 \%, because the duct material is a PNC ferritic/martensitic steel while the cladding one is a PNC advanced austenitic steel. (3)The flow re-distribution is slight and the flow rate decreases only by 0.51\% if the duct material is replaced by the advanced austenitic steel. Hence this material selection is preferable in view of the fuel design. (4)The flow re-distribution is remarkable in the 1,500 MWe FBR in which the ...
• Source: /PNC-TN9410-90-079.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-90-079.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 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
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: (目的)本研究の第一の目的は、一次系冷却材全流量が時間的に変化しないことを前提とし、中性子照射に起因する炉心材料の変形によって引き起こされる炉内流量再分布を評価するための手法、およびそれを組込んだ解析コードを提供することである。第二の目的は、この手法を適用することによって、63年度設計の100万kW...