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論文

Safety analysis of the JMTR with LEU fuel

小森 芳廣; 桜井 文雄; 石塚 悦男; 佐藤 猛; 斎藤 実; 二村 嘉明

ANL/RERTR/TM-19, CONF-9209266, 0, p.251 - 258, 1993/00

JMTRの低濃縮化に伴い、安全解析を実施した。安全解析では、設計基準事象についてシナリオを含めて再検討し、選定した事象を運転時の異常な過渡変化と事故とに分類した。また、安全性の判断基準についても見直しを行った。設計基準事象の熱水力解析を行った結果、一次冷却水流出事故に対応するために、事故発生後より早期に原子炉を停止し、また崩壊熱除去のための冷却水流量を増加する必要のあることが明らかとなった。このため、「主循環ポンプ商用電源異常」によるスクラム信号を安全保護系統に新たに追加し、また主循環ポンプを非常用電源に接続して事故発生後も崩壊熱除去のために運転継続することとした。

報告書

加圧条件下における板状燃料のDNB熱流束に関する実験的研究

小森 芳廣; 大島 邦男; 神永 雅紀; 石塚 悦男; 桜井 文雄; 数土 幸夫; 斎藤 実; 二村 嘉明

JAERI-M 92-097, 61 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-097.pdf:2.42MB

JMTR燃料の濃縮度低減化に伴う安全解析に使用するDNB相関式について、検討を行った。安全解析に使用するDNB相関式の検討においては、想定される熱水力条件への適用性を確認すると共に、考慮すべき安全余裕を適切に評価することが重要である。このため、JMTR燃料要素の矩形冷却水流路を模擬した実験装置を製作し、圧力1~13kg/cm$$^{2}$$abs,流速0~4.4m/sの範囲でDNB熱流束を測定した。実験データと既存のDNB相関式とを比較した結果、JMTR安全解析で使用するDNB相関式としてはSudoの式が最適であることが明らかとなった。なお、同相関式のうちの高流量に対する式については、圧力の効果を考慮して一部補正した。その相関式と実験データとの誤差を検討した結果、最小DNBRの許容限界値としては、1.5が適当であるとの結論を得た。

報告書

JMTR低濃縮燃料炉心の安全解析,2; 冷却能力低下事象の解析

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

JAERI-M-92-096.pdf:2.5MB

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。

報告書

JMTR燃料の低濃縮化に伴う定常熱水力特性解析

石塚 悦男; 佐藤 猛; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明

JAERI-M 92-043, 54 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-043.pdf:1.45MB

JMTRでは、核不拡散の観点から燃料の濃縮度を現行の約45%から約20%に低減化する作業を進めている。この作業の一環として、研究用原子炉の熱水力解析を行うために開発されたCOOLODコードを用いて低濃縮化に伴って変更する炉心の定常熱水力計算及び炉心流路閉塞事故時の熱水力計算を行った。その結果、定常熱水力計算では、沸騰開始条件及びDNB条件に対して十分な余裕があること、また、燃料フォロワは、標準燃料要素より熱的な余裕があることが明らかになった。炉心流路閉塞事故時の熱水力計算では、閉塞率に対するDNBRを求めた。

論文

JMTR燃料の低濃縮化に伴う施設整備

佐藤 猛; 桜井 文雄; 永岡 芳春; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 石塚 悦男; 安藤 弘栄; 斎藤 実; 二村 嘉明

UTNL-R-0274, p.1-1 - 1-11, 1992/00

JMTRは、燃料の低濃縮化のために1991年4月から1992年2月の間に国の安全審査を受けた。一方、この審査期間中の1991年7月には原子力安全委員会により水冷却型試験研究用原子炉施設の安全設計及び安全評価に関する審査指針が定められた。JMTRの低濃縮燃料への変更においてはこれらの指針に基づき燃料の機械設計、炉心設計、安全評価等の全面的な見直しを実施した。これらの見直しの一環として「一次冷却水流出事故」について解析した結果、非常用冷却系統、非常用電源及び安全保護回路に係る一部施設整備も必要となった。今回はこの「一次冷却水流出事故」の検討結果及びそれに伴う上記施設整備について報告する。

論文

Preliminary safety analysis for JMTR core conversion to LEU fuel

桜井 文雄; 石塚 文雄; 安藤 弘栄; 斎藤 実; 小山田 六郎

11th Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, 18 Pages, 1991/00

LEU炉心の安全評価に先立ち、軽水炉熱水力過渡解析コードTHYDEを用いて予備的安全解析を進めている。予備解析を実施することにより、解析手法を確立するとともに、その解析結果に基づいて安全評価方針の検討を行う。今回は、冷却水流量低下の原因となる次の事象に関する予備的解析結果について報告する。(1)商用電源喪失、(2)1次冷却材ポンプ軸固着、(3)2次冷却材ポンプ軸固着、さらに、以下に示すLEU炉心の安全評価上重要な課題に対するJMTRの対応についても報告する。

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