新型転換炉(ATR)の安全評価事象の内、「事故」の「原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化」に分類される事象における格納容器内の圧力、温度の評価には、原子炉格納容器内圧力解析コードCONPOLを用いている。ここでは、解析コードの機能及び解析モデルを示す。1.1解析コード本コードは、原子炉冷却材喪失事故が発生した場合における高温高圧の冷却材流入による格納容器内圧力上昇、温度上昇を評価する。そのため、本コードは下記の計算機能を有している。(1)原子炉冷却設備からのブローダウン量(2)原子炉冷却設備からの放熱(3)格納容器壁への蒸気凝縮熱伝達(4)格納容器スプレイ系によるスプレイ冷却効果1.2解析モデル本コードでは、原子炉冷却設備、格納容器、蒸気放出プールをモデル化し、それぞれに対し質量保存の式、エネルギ保存の式を基礎に、圧力、温度及び質量変化を求めている。
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使用言語 |
: | Japanese |
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報告書番号 |
: | PNC TN1410 97-028 |
ページ数 |
: | 14 Pages |
発行年月 |
: | 1997/07 |
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論文URL |
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キーワード |
: | ATR原子炉; CONPOL; ECCS; ブローダウン; 圧力; 凝縮熱伝達; 計算機プログラム; 原子炉格納容器; 原子炉冷却系; 重水型原子炉; 配管; 冷却材喪失 |
受委託・共同研究相手機関 |
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