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論文

Studies on diffusion and natural convection of the two component gases

武田哲明; 菱田誠

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.296 - 303, 1990/10

高温ガス炉の設計ベース事故の1つに1次冷却系配管破断事故がある。もし仮に、1次冷却系の配管が破断した場合には、空気が分子拡散と自然対流により破断口から浸入することが予想される。そこで、配管破断事故時の比較的初期段階における空気の浸入過程を調べるため、逆U字管と高温ガス炉の炉心部を簡単に模擬した実験装置を用いて実験を行なった。また1次元の連続の式、運動量保存の式を解いて、逆U字管内のガス濃度変化を数値的に求めた。さらに1次元管路網モデルを用いて配管破断実験における空気の浸入過程を解析した。その結果、各成分気体の濃度変化や空気のみの自然循環流の発生時間についての解析結果は、実験結果と良く一致し、1次元モデルを用いた計算でも十分解析できることを示した。

論文

Safety analyses in the High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR) related to the inherent safety during depressurization accidents

國富一彦; 中川繁昭; 藤本望; 新藤雅美; 数土幸夫

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.281 - 286, 1990/10

本報は、HTTRの減圧事故の解析についてまとめたものである。解析の結果、減圧事故時に炉容器冷却設備に単一故障を仮定した場合でも、燃料及び原子炉圧力容器の健全性は保たれることが確認された。また、炉容器冷却設備が不作動の場合でも、燃料及び原子炉圧力容器の健全性は保たれることが確認された。これは事故後の崩壊熱等に比較して高温ガス炉の特徴である炉心及び生体遮へいコンクリートの熱容量が大きいことによるものである。

論文

Analytical method and result of radiation exposure for depressurization accident of HTTR

沢和弘; 見上寿*; 塩沢周策

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.74 - 80, 1990/10

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全評価における減圧事故の被ばく評価方法、特に核分裂生成物の放出量の評価方法及び検証結果について発表するものである。減圧事故時の被ばく評価結果は判断基準を満足することが確認された。

論文

Safety aspects required to the in-pile irradiation facilities attached to the JMTR

市橋芳徳; 二村嘉明

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.509 - 515, 1990/09

本論文では、標記会合の趣旨に沿って、JMTRに設置されているOGL-1及びOSF-1を中心に、設置時の安全審査の手続きを具体的にまとめた。安全審査として、申請者の組織内部の審査から監督官庁での一次審査及び専門家集団による第二次審査までの仕組みの概略を述べ、ダブルチェックシステムであることに言及した。更に国の行う定期検査、設置者が申請する設計及び工事の方法と国の認可についても言及した。なお、論文の前半は、JMTRの経過と現状について紹介し、炉の利用状況を説明した。

論文

Thermal and hydraulic design for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

丸山創; 山下清信; 藤本望; 村田勲; 新藤隆一; 数土幸夫

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.304 - 311, 1990/09

本報は、HTTRの熱流力設計手法、評価結果等についてまとめたものである。熱流力設計においては、核計算から得られた出力分布及びフルエンス分布に基づいて、HTTRの炉心構造、燃料等に関連したR&D結果を考慮し、炉内流量配分、燃料温度分布を評価する。原子炉出口温度950 $^{circ}$ Cの高温試験運転において、炉心有効流量88%、燃料最高温度1495 $^{circ}$ Cが得られた。

論文

Development and valiation of nuclear design code system for High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

山下清信; 新藤隆一; 村田勲

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.350 - 358, 1990/09

本発表は、高温工学試験研究炉の核設計計算用コードシステムの内容を説明し、本コードシステムが十分な計算精度を有することを明らかにするものである。本コードシステムの計算精度評価には、VHTRCの実験データの解析を行なった。この解析より実効増倍率、制御棒反応度価値、反応度調整材反応度価値、出力分布に関する本コードシステムの評価誤差は、各々1%k、2.6%、0.6%及び2.9%であることが明らかとなった。