炉心溶融事故時の格納容器内熱水力挙動の感度解析

Sensitivity analysis of thermal-hydraulic behavior in a containment at a core meltdown accident

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炉心溶解事故の一例として、米国Brownsferry1号炉の全交流電源喪失事故を対象に格納容器内熱水力挙動の感度解析を行った。このシーケンスは、事故初期段階のみ直流電源が使用可能であると仮定するため、いずれは炉心溶融に至る苛酷なものである。MARCH1.0コードを使用した。感度解析においては、重要と思われるいくつかの入力パラメータをそれぞれ独立に上限値、下限値に設定して計算を行い、標準値に対する変動幅を調べた。以上の感度解析を通じて、何らかの回復措置を採らなければ格納容器は過温破損に至るが、これはMARCHコードに内蔵されたデブリーコンクリート相互作用の解析結果モデルと格納容器破損モードに関わる入力パラメータに強く依存していることを示した。また、解析結果に大きな影響を及ぼす重要な入力パラメータを摘出し、今後実施が望まれる実験等、いくつかの課題をまとめた。

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使用言語	:	Japanese
掲載資料名	:	日本原子力学会誌
巻	:	27
号	:	1
ページ数	:	p.56 - 65
発行年月	:	1985/00
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	Sensitivity Analysis; MARCH; Station Blackout; Core Meltdown; Risk Analysis

特許データ	:
PDF	:

論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jaesj.27.56
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：24.17 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19833562
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 7239

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