報告書番号

T00001

タイトル（和文）

ボイド反応度フィードバックを模擬したBWR安定性試験設備SIRIUSの開発

タイトル（英文）

Development of SIRIUS facility that simulates void reactivity feedback and thermal-hydraulics of BWRs

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

BWRの炉心不安定現象および領域不安定現象を高精度に再現できる試験設備SIRIUS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、計算機上で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う。ボイド率の測定にあたっては炉心入口における温度および流速と炉心部差圧の計測値を数値解析することにより求める。相関式に気液相対速度や局所圧力損失、並びに差圧計導管内の温度分布を考慮することにより、低ボイド率における予測精度を向上させた。 炉心および領域不安定現象を再現するために、炉心出力変動モードを考慮した炉心動特性方程式を用いた。シミュレーション結果の出力装置である電源にはトランジスターのシリーズレギュレーター方式を採用し、精度を犠牲にすることなく追従性を向上させた(インディシャル応答試験による時定数は0.0003秒、ノイズ応答試験の結果、対象とする周波数帯域で精度99.9%、位相遅れ1度以下)。

概要 （英文）

The SIRIUS facility was designed and constructed for highly accurate simulation of core-wide and regional instability of the BWR. A real-time simulation is performed for reactor neutronics and fuel-rod conduction on the basis of a measured void fraction in a reactor core section of the facility.The void fraction is estimated numerically on the basis of measured values of inlet velocity, inlet temperature, and differential pressure over the core section. Accuracy in estimating void fraction was improved by considering drift velocity, local pressure loss, and heavier fluid density in a connecting pipe of the differential pressure measurement system into correlations. A set of equations describing reactor kinetics with interaction terms between neutron flux modes was implemented to simulate core-wide (fundamental mode) and regional (first azimuthal mode) instability. A solid-state, series-regulated power supply, that plays a role of simulation output, was designed to attain fast response speed without loss of accuracy (time constant of 0.3ms based on the indicial response test; an accuracy of 99.9% in power amplitude and less than one degree of phase lag based on a noise response test within a target frequency range of 0.3 to 0.5Hz.

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