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阿部 清治; 西 誠; 渡邉 憲夫; 石黒 純一*; 工藤 和夫*; 中村 明*
JAERI-M 83-037, 96 Pages, 1983/03
炉心溶融事故時の原子炉格納容器圧力・温度計算コードTHALES-CV1を開発した。このコードでは、格納容器内の自由空間全体は、ジャンクションによって結ばれた幾つかのコンパートメントに分割される。各コンパートメントは更に、気相連続領域と液相連続領域に分けられ、その境界は自由液面で与えられる。THALES-CV1は、各領域の質量・熱量の系外との出入量を考慮し、格納容器内で圧力一様、各領域内で熱平衡を仮定し、格納容器圧力と、各領域の質量及び温度、それにジャンクションの流量及びエンタルピ等の、時間依存変化を計算する。系外との質量・熱量の出入としては、一次系からのブローダウン流、原子炉キャビティでの水の沸騰、融体-コンクリート反応によるガスの発生、格納容器スプレイの効果、水素爆発時の組成変化と燃焼熱、格納容器壁や内部構造物への伝熱、格納容器外への漏えい等を考慮できる。
江崎 正弘; 三竹 晋; 石黒 興和*; 伊藤 勝*; 小沢 保*; 高谷 純一*
JAERI-M 6893, 119 Pages, 1977/01
多目的高温ガス実験炉の安全保護系の特性を、平常運転時のプラント保護ならびに事故状態における原子炉保護の観点から、第1次概念設案に基づいて解析・評価した結果を述べたものである。本設計研究の内容は、既存の既存の基・指針に基づく安全保護計画の策定及び保護緒元の立案、原子炉特性の解析による平常運転時での運転保護方案の明確化、並びに事故状態における原子炉保護系の機能評価などを含み、それ等の結果より実験炉設計で考慮すべき事項を示している。この安全保護系の機能評価により、想定される事故事象に適した保護シーケンスが明らかとなるとともに、今後のプラントのシステム改良点、(1)補助冷却系の容量の変更、並びに(2)中間ループ(2次)系への容量10%程度のポニー・モータの設置などが判明した。
青地 哲男; 下川 純一; 安川 茂; 宮本 喜晟; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 佐藤 貞夫; et al.
JAERI-M 6895, 170 Pages, 1976/12
多目的高温ガス実験炉の炉心参考設計Mark-IIIについて、炉心緒元選定の経緯とこの炉心が持つ基本特性に焦点を合わせて纏めたものである。この炉心参考設計Mk-IIIは、実験炉第1次概念設計における炉心・炉体構造の基本設計を成すものである。この設計作業の範囲は、設計指針・基準の見直し、設計データの検討、反応度制御素子や炉心構成のサ-ベイ、燃料装荷方法や制御棒引き抜き形状のサ-ベイ、炉心特性解析や燃料特性評価に及んでいる。Mk-III炉心は、低濃縮二酸化ウランを燃料とする中空型燃料ピンを六角断面の黒鉛ブロックに挿入した燃料体を用い、炉心部の等価直径が2.7m,高さが4mである。制御棒は、炉38本(19対)あって炉容器上部から駆動され、また、冷却材は、炉心上部のオリフィス装置によって調節される。炉心の平均出力密度は2.2W/cm
、燃料の平均燃焼度は約22GWd/T、燃焼温度は1350
C以下に収まっている。
塩谷 洋樹; 小野 清; 安松 直人*; 辺田 正則*; 西 誠*; 石黒 純一*
no journal, ,
現在から将来までの我が国における核燃料サイクルをサプライチェーンマネジメントに基づいて評価・最適化する手法を開発している。開発しているモデルの特徴とプロトタイプによる試算例を紹介する。
塩谷 洋樹; 小野 清; 小川 隆; 安松 直人*; 辺田 正則*; 石黒 純一*
no journal, ,
原子力事業のサプライチェーンを考慮して、LWRサイクルからFBRサイクルまでの移行期の特性を評価する手法を開発した。その手法を用いて、将来の導入段階における高速炉の増殖比の違い(1.1と1.2)による経済性への影響等を検討した。暫定的な評価の結果、経済性への影響は大きくなかった。
