報告書番号

L04001

タイトル（和文）

炉内流動と核反応度との結合を模擬したBWR領域安定性試験設備SIRIUS-Fの開発と安定性評価

タイトル（英文）

Development of BWR Regional Stability Experimental Facility SIRIUS-F, which Simulates Thermalhydraulics-Neutronics Coupling in Reactor Core, and Stability Evaluation

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

ABWRのチャンネル安定性、炉心安定性および領域安定性を高精度に再現できる試験設備SIRIUS-Fを設計・製作した。同設備は熱流動ループのボイド率を計測し、炉心動特性および燃料棒熱伝導のリアルタイムシミュレーションを行い加熱量を制御する。炉心入口流量の時系列データからAR法を用いて伝達関数を推定し、その支配極から安定度を求めるノイズ解析手法を開発した。これにより過度の保守性を考慮することなく、任意の運転条件における安定度をオンラインで評価できるようになった。最低ポンプ速度最大出力点および自然循環最大出力点を含み広い範囲に対してチャンネルおよび領域安定性試験を実施した。その結果、安定度の指標となる減幅比(DR)および共振周波数は設計解析と精度良く一致し、出力の増大に伴いDRも増大するなど、実機の安定裕度を正確に把握することが初めて可能になった。ABWRでは仮想的に出力が増大した場合にも十分な安定性上の余裕があることが判明した。

概要 （英文）

The SIRIUS-F facility was designed and constructed for highly accurate simulation of channel, core-wide and regional instabilities of an ABWR. A real-time simulation is performed for the modal-point kinetics of reactor neutronics and fuel-rod conduction on the basis of a measured void fraction in a reactor core section of the facility.A noise analysis method was performed to calculate decay ratios from dominant poles of transfer function on the basis of the AR method by applying time series of a core inlet flow rate. By utilizing this method, one can estimate stability at any specific operating point online without assuming excess conservative conditions.Channel and regional stability experiments were conducted for a wide range of operating conditions including maximum power points along the minimum pump speed line and the natural circulation line of the ABWR. The decay ratios and the resonance frequencies are in good agreement with those from the design analysis code, ODYSY. The SIRIUS-F experimental results demonstrated stability characteristics such as a stabilizing effect of the power, and reviled a sufficiently large stability margin even under hypothetical conditions of power enlargement.

報告者

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