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March 31, 1993原子炉工学部
JAERI-M 93-181, 247 Pages, 1993/09
本報告は、平成4年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。原子炉工学部において、まとまった規模で行なわれた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究及び、動燃事業団との高速炉の共同研究も進めた。さらに、本報告は、炉物理に関する研究委員会活動もとりまとめた。
March 31, 1990原子炉工学部
JAERI-M 90-149, 330 Pages, 1990/09
平成元年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の主要な活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論コード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究も含まれている。さらに、動燃事業団との高速炉の共同研究も進められた。炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。
傍島 真
JAERI-M 85-122, 126 Pages, 1985/08
軽水炉の冷却材喪失事故に対する安全防護系の1つである非常用炉心冷却系の炉心冷即性能を評価するために、各種の大規模試験を実施して現象を調べ、また試験結果を用いて解析コードの予測性能を検討した。試験内容には、単一圧力容器からのブローダウン実験、PWR模擬体系における非常用炉心冷却試験、BWRのスプレー冷却試験、大規模な再冠水冷却試験や気液対向流の個別効果試験がある。これらを通じて種々の試験パラメータの影響度評価や熱流動現象の解明を行い、整理結果を解析コードに組込んで予測性能を改良した。また炉心上部流動現象に関するモデルを作成した。非常用炉心冷却系の有効性を多面的に明らかにする中から、現用方式より優れた冷却性能を有する方式をも考案し、それを実証した。
安達 公道; 数土 幸夫; 傍島 真; 岩村 公道; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊
JAERI-M 83-079, 116 Pages, 1983/06
本報は、大型再冠水効果実証試験・平板炉心第1次炉心試験の強制冠水試験シリーズのうち、系圧力を変化させて行った3つの試験のデータに基づき、再冠水現象に及ぼす系圧力の影響を検討したものである。系圧力の変化範囲は、0.2MPaを基準値として、0.15MPaから0.4MPaまでであり、主な検討項目は、炉心の全体的な温度挙動、クエンチに到る発熱棒表面の熱伝達率及び熱束の変化、炉心や上部プレナムの2次元的な熱水力挙動、およびホットレグキャリオーバの4項目である。本報告の内容は、加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時再冠水過程の炉心熱水力挙動の解析評価に重要な情報を提供するものである。
杉本 純
JAERI-M 82-166, 38 Pages, 1982/11
円筒炉心試験C1-16の結果を用いて、TRAC-PD2コードの再冠水期炉心熱水カモデルの評価を行った。TRAC-PD2による計算では実験で得られた値を炉心境界条件として与えた。解析の結果、炉心入口水温や発熱体温度挙動は実験と比較的良く一致したが、炉心内の圧力分布や上部プレナム蓄水挙動については良い一致は得られなかった。液滴の臨界ウェーバー数、発熱体の物性値、上部プレナムノーディング数、および最小安定膜沸騰温度についてパラメータ解析を行い、これらが炉心熱水力挙動に及ぼす影響を調べた。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 大貫 晃*; 西 義久*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; et al.
no journal, ,
The Atomic Energy Society of Japan (AESJ) developed a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM) for LWR Safety Improvement considering lessons-learned from the Fukushima-Daiichi Accident. Joint efforts were made by three Sub-Working Groups (SWGs) of severe accident, safety assessment and fundamental technology. The safety assessment SWG pursued development of computer codes for safety assessment concerning reactor system response including severe accident. The fundamental technology SWG pursued safety improvement and risk reduction via enhancements in accident management (AM) measures, by referring a detailed state-of-the-art information on severe accident phenomena, countermeasures and research status given from the severe accident SWG. Important technical subjects were identified by going through accident scenario in both reactor and spent-fuel pool of PWR and BWR. Work description sheets were prepared for each of identified subjects. Detailed information to cope with influences from external hazards is also summarized. The developed TH-RM is described with examples, and future perspectives are discussed.
