舶用炉過渡熱水力事象の安全評価解析

Thermal-hydraulic transient characteristics of ship-propulsion reactor investigated through safety analysis

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原子力船「むつ」原子炉について日本原子力研究所が実施した安全評価解析の中、運転時異常過渡における原子炉熱水力挙動に関する解析結果を陸上発電用PWRの場合と対比して特徴を指摘した。「むつ」原子炉は負荷追従運転を前提としているため大きな熱的余裕を持つ一方、無用の弁開閉を避けるため逃し弁、安全弁設定圧が高い。解析結果は、これらの特徴を反映して、温度、圧力の変化率 DNBRの面では発電用PWRよりも穏やかであるが、原子炉停止後の2次系ヒートシンク効果が弱く、1次系温度、圧力の長期的上昇を伴うことを示している。また、舶用炉に必然的な小型化による過渡変化への影響を考案した。これらの特徴は舶用炉独特のものであり、本報による過渡熱水力挙動の知見は、将来の改良用炉設計にも役立つものである。

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使用言語	:	Japanese
掲載資料名	:	日本原子力学会誌
巻	:	28
号	:	9
ページ数	:	p.838 - 849
発行年月	:	1986/00
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	Neclaer ship; Ship-propulsion reactor; PWR; Safety analysis; Load-following operation; Operational transient

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jaesj.28.838
研究データの公開先DOI	:
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広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
Web of Science® Times Cited Count	:	被引用回数：評価・統計等のため最新の被引用回数を確認したい場合は、直接Web of Science®をご確認ください。 http://www.webofknowledge.com/wos
InCites™	:	パーセンタイル：0.02 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19855166
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 7859

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