JRR-3改造炉の安全評価のための反応度投入事象の解析

Reactiving Initiated Accident Analyses for the Safety Assessment of Upgraded JRR-3

原見 太幹; 植村 睦*; 大西 信秋

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本報告は、JRR-3改造炉の安全性を評価することを目的として行った反応度投入事象に関する解析について述べたものである。本報告では、運転時の異常な過渡変化に係る反応度投入事象、すなわち(1)起動時における制御棒の異常な引抜き、(2)出力運転中の制御棒の異常な引抜き、(3)実験物等による反応度添加、(4)1次冷却材流量増加による反応度添加、(5)重水タンク損傷、を解析の対象とした。解析は1点近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析に当っては、解析結果がきびしくなるように種々の解析条件を設定した。また、解析に用いる各種の入力データについては運転条件や炉心条件の不確定性を考慮してパラメトリックな解析を行った。その結果、本原子炉施設で選定した反応度投入事象の解析結果は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足することを確認した。

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