ROSA/LSTF装置を用いた将来型炉の安全系に関する研究

与能本 泰介; 大津 巌; 中村 秀夫; 近藤 昌也; Svetlov, S.*

日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.215 - 220, 2002/06

日本原子力研究所では、軽水炉の安全性評価・確認のために整備した一連の研究施設を用いて、将来型原子炉の安全性解析手法や最適設計手法の高度化を目指した研究を進めている。主たる対象は、近い将来に安全審査が行われる可能性のある大型軽水炉(APWR+, ABWR-II)であるが、いわゆる革新的原子炉も検討対象に含まれている。この計画では、ROSA/LSTF装置等の大型の熱水力装置を用いて実証的な実験,現象理解や性能把握のための基礎実験,コード整備を行う。本論文では、APWR+の新型安全系やAM策の評価のために重要な自然循環について、これまでの関連する実験結果の概要をまとめ、非一様流動の把握,解析が最重要であることを述べる。また、革新的原子炉用の非常用熱交換器での凝縮現象に関し、ロシアのSPOT実験を用いた将来の相関式の評価、並び、二相流流動と伝熱の同時計測を特徴とする基礎実験についてまとめる。