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与能本 泰介; 大津 巌; 安濃田 良成
Nucl. Eng. Des., 185(1), p.83 - 96, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：31.81(Nuclear Science & Technology)PWRの冷却材喪失事故に対する新型安全系を検討するためROSA-V/LSTF装置を用いて総合実験を行った。検討した安全系は、次世代炉の安全系として検討されている二次側減圧系(SADS)や重力注入系(GDIS)などである。実験によりこのような安全系の特徴的な現象として、自然循環冷却による一次系減圧、蒸気発生器伝熱管群における非一様流動、安全注入水中の溶存ガスの蓄積、対向流制限による水の蓄積、GDIS動作を伴う長期的炉心冷却等が示された。これらの挙動に関するRELAP5/MOD3コードの予測性能を評価した結果、本コードは非一様流動挙動を考慮できないために、1MPa以下の圧力で減圧率を過大評価し、自然循環流量が過度に振動的に予測することが分かった。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
Heat Transfer-Jpn. Res., 26(3), p.159 - 175, 1997/00
高温ガス炉(HTGR)の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物の温度分布を調べるため、システムを模擬した実験装置により実験を行った。実験装置は、炉心の崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒーターを内蔵した、直径1m,高さ3mの圧力容器と、容器を取り囲む冷却パネルからなる。数値解析コードTHAPACST2の数値解析手法と提案されたモデルを検証するために、実験と数値解析の比較検討を行った。圧力容器内ヘリウムガス圧力を0.73MPa,温度を210
Cの条件で、圧力容器温度は-29C,+37Cの誤差の範囲で実験データをよくあらわした。冷却パネルの除熱量の数値解析結果は実験結果に比べて11.4%低く、放射による伝熱量は除熱量の全入熱量の74.4%であった。また、圧力容器のスカート形サポートの上下端の空気流路を流れる自然対流により圧力容器の下鏡部が効果的に冷却されることがわかった。
國富 一彦; 中川 繁昭; 篠崎 正幸
Nucl. Eng. Des., 166(2), p.179 - 190, 1996/00
被引用回数：21 パーセンタイル：83.9(Nuclear Science & Technology)現在、日本原子力研究所で建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口ガス温度950Cの黒鉛減速、ヘリウム冷却型高温ガス炉である。2系統の独立した炉容器冷却設備(VCS)は、炉心の強制冷却が不可能となる減圧事故及び加圧事故に炉心を間接的に冷却する。VCSは、原子炉圧力容器の回りの水冷管パネルと冷却水の循環ループから構成される。冷却パネルは、常時90C以下に保たれており、原子炉圧力容器をふく射及び対流により冷却するとともに、事故時に炉心から崩壊熱を除去する。本報は、VCSの詳細設計及び減圧事故及び加圧事故時のVCSの安全機能を示したものである。安全解析により、このような事故時にも、VCSによる冷却とHTTRの固有の安全特性により、燃料の温度上昇と核分裂生成物の放出が防止されることが明らかになった。さらに、このような事故時に万一、VCSの故障が仮定されたとしても、炉心は安全な状態に保たれ、また、原子炉圧力容器の健全性も維持されることが確認された。
村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 渡辺 博典
Transactions of the American Nuclear Society, 69, p.539 - 540, 1993/00
環境問題から原子力エネルギーへのなお一層の依存が予想される将来の世界に対して、原研では、保守を容易にし安全性を向上させた受動的安全炉の概念検討を進めている。先ず、炉心出力の炉物理的固有除熱追従性を持たせるには、減速材密度反応度係数を負の大なる値にするとともに、ドップラー反応度係数を負の小さい値にする必要がある。そのため、ケミカルシムを廃止するとともに、炉心線出力密度を低くすることにした。ケミカルシム廃止により制御棒数を増加する必要があり、圧力容器内蔵型制御棒駆動機構を採用した。一方、タービン入口蒸気温度の許容変動は小であるので、炉心核特性との熱水力的整合性をとるために、過熱蒸気領域を長くした貫流型蒸気発生器を採用した。その他、工学的安全設備の受動化とシステム簡素化を行い、保守が簡単であり、かつ、安全性を向上させた受動的安全炉の概念をまとめた。
寺町 悠平*; 澤 和弘*; 石塚 悦男; Ho, H. Q.
no journal, ,
The reactor vessel cooling system is a static cooling system that removes decay heat from the core by convection and radiation heat transfer without using dynamic components and it is one of the safety systems that constitute the inherent safety features of High-Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR). However, the natural convection of the gas may cause hot spots on important structures such as the pressure vessel during the cooling using this system. For this reason, a three-dimensional numerical model simulating the 1/6 scale model of HTGR vessel cooling system was developed and numerically analyzed.
