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石塚 悦男; 佐藤 猛; 桜井 文雄; 小森 芳廣; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-096, 95 Pages, 1992/07
JMTRでは、核不拡散の観点から1993年に燃料の濃縮度を現行の約45%から約20%に低減化する予定である。この作業の一環として、研究用原子炉の熱水力過渡事象解析を行うために開発されたCOOLOD及びTHYDE-Pコードを用いて、JMTRにおいて想定される運転時の異常な過渡変化及び事故のうち、冷却能力低下事象について解析を行った。その結果、冷却能力低下事象においては、原子力安全委員会の定めた指針に基づいた判断基準を満足し、安全性が確保できる設計であることが明らかとなった。
数土 幸夫; 安藤 弘栄; 井川 博雅; 篠津 和夫*; 大西 信秋
JAERI-M 84-079, 141 Pages, 1984/05
本報は、熱出力20MWのJRR-3改造炉に関する熱水力特性の検討を踏まえた熱水力設計の基本的な考え方を述べたものである。熱水力特性の検討では、通常運転時の設計条件を充分満足することを確認すると同時に、運転字の異常な過渡変化及び事故時の安全余裕を評価するために必要な熱水量特性を検討した。
数土 幸夫; 井川 博雅; 平野 雅司; 大西 信秋
JAERI-M 84-066, 74 Pages, 1984/03
本報告書は、JRR-3改造炉の熱水力解析に使用すべき熱伝達相関式を、JRR-3改装炉の熱水力特性の特徴を考慮し従来の関連実験と比較検討して、熱伝達パッケージを作成したものである。JRR-3改造炉は熱出力約20MWtの、いわゆる低圧・低温の研究用原子炉であって、定常状態では流速約6m/sの下向流で炉心冷却が行われている。本報告書で検討・作成した熱伝達パッケージは、定常運転、運転時の異常過渡変化及び事故時の下向流・上昇流の両者に対し、狭い間隙の矩形流路での炉心熱水力解析に適用できるものである。
時崎 美奈子*; 谷 明洋*; 安藤 将人*; 小野田 雄一
no journal, ,
タンク型ナトリウム冷却高速炉(600MW[e]級出力)を対象に、運転時の異常な過渡変化(AOO)及び設計基準事故(DBA)の範疇を対象とした崩壊熱除去特性評価を行い、安全性の判断基準に照らして炉心燃料及び原子炉冷却材バウンダリの健全性を確保できる見通しを得た。また、崩壊熱除去機能に係るロバスト性確認の観点から、浸漬型DRACS単独運転時の崩壊熱除去特性評価を行い、自然循環による炉心冷却の成立見通しを得た。
