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報告書

もんじゅPRA-プラント応答定量評価(II)補助冷却設備による崩壊熱除去解析

山口 彰*; 長谷川 俊行*

PNC TN9410 88-130, 118 Pages, 1988/10

PNC-TN9410-88-130.pdf:5.42MB

原型炉の崩壊熱除去系である補助冷却設備(ACS)の自然循環除熱性能をプラントシステムコードSSC-Lにより評価した。もんじゅPRAのシステム解析によれば,除熱失敗(PLOHS)事故の発生頻度に寄与する最大の要因として共通原因故障による全ループのACS出口止め弁開失敗事象が摘出されている。本研究では,その事象に対して,回復操作によって崩壊熱除去に成功する規準を求めている。ACS出口止め弁にはバイパス弁が設置されており,2ループ以上のバイパス弁を手動で開とすれば自然循環崩壊熱除去に成功するとの結論を得た。感度解析により,開操作のための時間余裕は十分にあること,圧損係数の不確定性を考慮してもこの結論を支持できることを示した。なお,出口止め弁開成功時には,1ループのみで自然循環崩壊熱除去が可能である。本研究により,SSC-Lを用いて自然循環時の除熱特性を定量的に評価できることが示された。例えば,自然循環時の除熱性能は,崩壊熱と除熱量の収支に加えてプラントシステムの熱容量によって大きく左右される,除熱に利用できる主冷却系ループ数が少ない場合には1ループ当りの冷却材流量や除熱量が増加する,除熱量は冷却材温度に依存するため高温条件では実効的な除熱容量は設計値よりも大きくなる等の特性が解析された。

報告書

もんじゅPRA-プラント応答定量評価; PLOHSとLORL時のメンテナンス冷却系の利用

山口 彰*; 長谷川 俊行*

PNC TN9410 88-055, 111 Pages, 1988/06

PNC-TN9410-88-055.pdf:5.87MB

原子炉スクラムを伴う荷酷事故には、除熱失敗(PLOHS)と液位確保失敗(LORL)がある。これらの事故の進展は緩慢であるため、メンテナンス冷却系(MCS)を利用すれば炉心溶融を回避できる。本研究では、MCSによる除熱の成立性を検討し、もんじゅPRAに適用できる除熱の成功基準を求めた。そのためにMCSを起動する時のプラント応答解析を、除熱喪失場所、健全なループ数、除熱喪失時刻、MCS起動時刻をパメラータとして、SSC-Lによって実施した。解析の結果、1)崩壊熱除去系で除熱喪失する場合には、2ループ以上健全ならば炉停止直後からMCSによって崩壊熱除去が可能であること、2)2時間以上崩壊熱を除去していれば、その後に主冷却系から冷却材が全く供給されなくなったとしてもMCSのみによって除熱可能であること、3)オーバーフロー汲み上げ失敗によるLORLは、MCSによって炉心溶融を回避できること等が示された。MCS荷酷事故時に使用する場合の熱荷重による配管破損についても検討した結果、MCS配管の構造設計の安全裕度が十分にあるため、構造健全性は維持されることが示された。以上の解析結果に基づき、MCSの利用によりPLOHSとLORL時に炉心溶融を回避する成功基準と、MCSの活用を考慮した崩壊熱除去成功と原子炉容器液位確保成功のイベントツリーを提案した。

報告書

SSC-L:ループ型高速炉システムコード; モデル開発・改良と利用マニュアル

山口 彰*; 吉川 信治*; 長谷川 俊行*; 大島 宏之

PNC TN9410 87-143, 357 Pages, 1987/10

PNC-TN9410-87-143.pdf:21.11MB

(目的)SSC-Lを、高速炉のあらゆる事故事象の解析や安全評価をきわめて高い解析精度で実施できる計算コードに改良し、そのために必要なモデルを開発する。(方法)SSC-Lの解析精度向上のために現象論的モデルを開発あるいは改良し、適用性を拡大するためにシステムや機器のモデル開発を数多く実施した。改良したSSC-Lを各種事故事象解析に適用し、コードの検証と機能のチェックを行う。(結果)コード全体にわたってコードの改良・モデル開発を実施した。原子炉容器では、上部及び下部フレナムでの多次元効果の考慮、反応度効果のモデル化、集合体間熱移行モデル開発等を実施した。熱輸送系では、配管壁からの熱放散モデル、崩壊熱除去系(IRACS、DRACS)モデル、中間熱交換器モデルの改良、配管破損モデルの改良等を行なった。そのほか、原子炉保護系の改良、計算結果の図形出力プログラム作成等も実施した。改良したSSC-Lにより多くの事故事象の解析を行い、精度が著しく向上したこと、あらゆる事故時のFBRシステム全体の解析に適用できることを確認した。(結論)SSC-Lに関する研究の第1段階であるコードの改良、モデル開発は終了し、原型炉や実証炉の安全評価に適用することが可能となった。

報告書

高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(1)プール型高速増殖炉システムコードSSC-P; 改良整備報告書及び使用説明書

山口 彰*; 田島 雄次*; 長谷川 俊行*

PNC TN9410 87-054, 142 Pages, 1987/04

PNC-TN9410-87-054.pdf:19.76MB

プラント動特性解析コードSSCのプール型炉用バージョンであるSSC-Pを改良整備し、プール型炉の安全解析や、ループ型炉との比較を行うための解析手段を提供した。例題としてPhenix規模のプール型炉の自然循環解析を実施し、実時間と同程度の計算時間で、妥当な解析結果を得た。本報告書には、SSC-Pの解析モデルの概要を記したほか、改良整備の過程、コードの説明、使用説明書をまとめている。現段階では、SSC-PのVer3.1を、動燃事業団のFACOM計算機へのコンバージョンを行った後、主冷却系の伝熱流動計算部を改良し、水蒸気系まで含めた全プラントの自然循環解析が行えるようにしている。また、計算結果を図形出力するプログラムを作成した。ただし、SSC-PのVer3.1は、集合体間熱移行モデルや、二次元上部プレナムモデルなどを含まないし、SSC-L(Ver3.2)をもんじゅに適用していく過程で開発された各モデルが反映されていない。従って、これらは今後のSSC-Pの改良課題であるが、SSC-PとSSC-Lは大部分の解析モジュールやコードの基本構成を同じくしていることから、それらの課題を解決することは困難ではないと判断される。

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