扁平二重炉心型高転換軽水炉の定常運転時及び事故時DNBR解析

DNBR analyses under steady-state and accident conditions for a double-flat-core high conversion light water reactor

Iwamura, Takamichi; not registered; Okubo, Tsutomu; not registered; Murao, Yoshio

原研においては、ウラン資源の有効利用と共に安全性を向上させた扁平二重炉心型高転換軽水炉の研究が進められている。本炉を対象として、定常運転時、一次冷却材ポンプトリップ事故時及び一次冷却材ポンプ軸固着事故時のDNB解析を実施した。事故時の一次系システムの過渡解析には、最適評価コードJ-TRACを用い、DNBRの評価には、COBRA-IV-1サブチャンネル解析コードと組み合わせたKfKの限界熱流束(CHF)相関式を使用した。本相関式は、原研で実施した小規模CHF実験データ及びBettis原子力研究所の20本ロッドCHF実験データを用いて検証した。本炉の最小DNBR評価値は、定常運転条件下で1.66、ポンプトリップ事故時には1.56、軸固着事故時には1.34となり、いずれもKfK相関式を用いた場合のDNBR制限値を上回っている。以上の結果より、本炉はDNBR制限上の立場からは成立性に関する重大な支障はなく、実現可能なことが明らかとなった。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-M 90-043
ページ数	:	70 Pages
発行年月	:	1990/03
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-90-043.pdf:1.77MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-90-043
研究データの公開先DOI	:	本成果にかかわる研究データのリンクです。
キーワード	:	HCLWR; Subchannel Analysis; DNB; CHF; Accident Analysis; COBRA Code; J-TRAC Code; Reactor Safety; Reactor Design
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Access	:	- Accesses

登録番号 : M19900043
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