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楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 福原 彬文*; 中島 伸也; 落合 政昭
Proceedings of the 4th JSME-KSME Thermal Engineering Conference, p.1_61 - 1_66, 2000/00
地球環境保全のために、二酸化炭素を放出しないエネルギー源の活用が求められている。このための一案として、オフィスビルの熱供給に原子炉を利用し、燃料交換時に、原子炉ごと交換する「カセット式熱供給システム構想」が提唱されている。MR-1Gはビルの地下に設置して、熱供給を行うために設計された超小型の原子炉である。原子炉プラントは、一次冷却水ポンプ、加圧器、原子炉補助系を持たない極めて単純な構成であり、すべての構成要素が格納容器に収められている。格納容器は輸送容器を兼ねており、プラント全体をトレーラで輸送することができる。またMR-1Gは、自然循環を利用した受動的な安全設備を備えている。安全設備の機能は、汎用原子炉プラント応答解析プログラムを用いた解析により確認された。
頼経 勉; 楠 剛; 小田野 直光; 石田 紀久
Proceedings of the 4th JSME-KSME Thermal Engineering Conference, p.1_31 - 1_36, 2000/00
海洋調査に関するニーズ調査に基づき、中層海域を調査対象とした海中調査船用超小型炉SCRの設計研究を原研では進めている。海中航行船は動力源として電気出力500KWを必要とし、この電力を熱出力1250KWのSCR2基でまかなう。SCRの基本概念は、原研で設計研究を進めてきた深海調査船用原子炉DRXに基づいており、一体型炉、自己加圧及び自然循環方式の一次系、水張式格納容器を採用している。SCRの安全設備は、水張式格納容器、非常用崩壊熱除去設備、減圧注水設備により構成され、安全設備の基本的な機能確認のために、汎用原子炉プラント応答解析プログラムRELAP5mod3を用い、LOCA及び給水喪失時の挙動解析を行った。本解析の結果、事故時においても炉心冠水維持及び自然循環による崩壊熱除去が可能であり、本原子炉の安全設備が妥当であることが確認できた。
村松 壽晴
The 4th JSME-KSME Thermal Engineering Conference, 2, p.83 - 88, 2000/00
高速炉配管合流部でのサーマルストライピング条件を明らかにするため、90°エルボを上流側に持つ配管合流部を対象とし、口径比、流速比、およびレイノルズ数をパラメータとした直接シミュレーション熱流動解析を行った。この結果、発生する温度ゆらぎ振幅rms最大値を低滅させるためには、口径比および流速比を大きくするとともに、レイノルズ数を小さく設置することが有効であることを確認した。