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口頭

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,8; ULOF炉心膨張過程/炉容器応答過程における評価

小野田雄一; 松場賢一; 飛田吉春

no journal, ,

高速炉の炉停止失敗事象における損傷炉心の熱エネルギ状態をパラメータとした炉心膨張解析を行い、膨張炉心を圧力源とみた場合にその特性を表す圧力-体積関係(P-Vカーブ)を評価した。さらに、得られたP-Vカーブを入力として構造応答解析を行い、炉容器胴部の構造健全性が維持される結果を得た。

口頭

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木徹; 飛田吉春; 堺公明; 中井良大

no journal, ,

な炉停止失敗事象(Anticipated Transient without Scram: ATWS)に対して、原子炉容器内終息(In-Vessel Retention: IVR)の成立性を検討した。検討においては、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。また、解析手法の妥当性について、最新の研究成果を踏まえた評価を併せて実施した。以上より、IVR成立の見通しを得た。

口頭

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,11; ULOF再配置/冷却過程における最確及び不確かさ評価

曽我部丞司; 和田雄作*; 鈴木徹*; 飛田吉春

no journal, ,

高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の再配置/冷却過程における事象推移を評価・検討した。原子炉容器内終息(IVR)成立の見通しを得るために実施した、低圧プレナム流出燃料及び炉心残留燃料の安定冷却性に関する最確及び不確かさ評価について報告する。