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熊丸 博滋; 久木田 豊
ANP 92: Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.4-1 - 24.4-7, 1992/00
PWR(17
17)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧ボイルオフ(極低流量;質量流束100kg/m
s以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発モデル」により良く予測できる、すなわち、トライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、軸射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。
土橋 敬一郎; 中川 正幸; 森 貴正; 久語 輝彦
Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.32.1_1 - 32.1_8, 1992/00
科技庁のADES構想に沿って知的原子炉設計システムを原研で開発してきた。当面の目標は核、熱水力、燃料の分野で、新型炉の概念成立性検討と概念設計の支援をすることである。本システムが支援する設計プロセスは設計モデルを中心に駆動される。現在稼働しているか又は計画中の原子炉の設計情報はオブジェクト指向設計データベースに格納し、新概念の参照検出に備える。本システムは大型機とネットワークで結んだワークステーション上で稼働する。設計モデルの構築、解析手法、解析コードの入力作成には知識ベースの知的支援をうけて、利用者がメニュー画面上で作成する。
村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 秋本 肇; 岡崎 元昭; 井口 正
Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.1_1 - 24.1_10, 1992/00
従来型軽水炉についての大型再冠水試験等により、事故時の多次元効果が明らかになってきた。これらの知識は1次元又は多チャンネル1次元コードのモデル改良又は入力データの修正に使われ、従来型軽水炉の解析に役立てられてきた。一方、TRACコードのような多次元コードが開発され、原研では、多次元効果をTRACに組込み、REFLA/TRACコードを開発した。本コードによる高転換軽水炉、受動安全炉の解析を行ったところ、多次元効果が解析的に見い出された。すなわち、炉心及びその上、下部での自然循環による流体温度の均一化、一次系水とボロン水との混合が、1次元解析と大きく異なることが分かった。大型試験等の行われていない新型軽水炉の性能評価のためには、3次元熱水力コードを使用し、多次元効果を調べる必要があり、このことに同コードの重要性がある。
早田 邦久
Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.23.1-1 - 23.1-5, 1992/00
格納容器は事故時に放射性物質を環境に放出させないための最終防護壁の役割を任っている。したがって、格納容器の健全性を確保することは、原子炉の安全性にとって極めて重要である。近年、格納容器の健全性を確保するための手段がアクシデントマネジメントの一環として採られるようになり、シビアアクシデントへの対応が行われるようになってきた。本論文では、このようなアクシデントマネジメントの役割をまとめたものである。