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石川 迪夫; 久家 靖史; 大西 信秋; 竹内 栄次*; 上林 有一郎
JAERI 1235, 76 Pages, 1974/09
軽水炉の反応度事故、冷却材流量過度、冷却材温度等を解析しの対象とした動特性解析コードEUREKAについて述べた報告書である。本報は、解析モデル、計算式および酢値解法、EUREKAの妥当性を評価するために行なったSPERT-III、炉心の実験解析の検討結果およびインプット、アウトプトについて詳細に説明を加えた。なお、本報は先に報告したJAERIーmemo03592(公開)をその後の改良を加えて英文にしたものである。
石川 迪夫; 久家 靖史; 上林 有一郎; 竹内 栄次*; 大西 信秋; 八田 洋*
JAERI 1201, 53 Pages, 1971/01
本報告書では、軽水型動力炉(PWR、BWR)についての事故につながるような急激な過渡現象の解析を、核熱水結合動特性解析コードEUREKAを用いてパラメトリックにおこない、実験と対比されることによって、炉出力、冷却材温度、流量およびボイドなどがもつ過渡出力への影響を整理し解明した。EUREKAコードによるspert-III、E型炉心の解析結果は、全ての範囲で実験結果と実験誤差の範囲内で極めてよく一致し、EUREKAコードの妥当性が明確となった。同時に、断熱点状動特性モデルによる解析との比較をおこない、熱的フィードバックのもつ効果が過渡出力変化におよぼす影響を明確にした。これらの解析結果から熱的フィードバックのもつ効果が重要な意味をもつことが示されたので、冷却材温度、出力、流速、温度係数、および出力分布など熱的フィードバックに大きな影響をもつ因子についての解析をパラメトリックにおこない、これらの過渡出力におよぼす挙動を明らかにした。
石川 迪夫; 久家 靖史; 上林 有一郎; 竹内 栄次*; 大西 信秋
日本原子力学会誌, 13(6), p.318 - 329, 1971/00
広く知られているように,軽水型動力炉の核的暴走事故の際の原子炉固有の反応度補償効果のうちDop-pier効果の占める割合はきわめて大きく,減速材の温度係数とボイド係数による反応度補償効果は,酸化ウラン燃料体から冷却材への伝熱の時間遅れのために急激な出力変化に対しては間に合わないものとされていた。
竹田 練三; 松浦 祥次郎; 竹内 栄次*; Fujita, Yosiaki*
Journal of Nuclear Science and Technology, 5(4), p.193 - 194, 1968/00
被引用回数：1抄録なし
