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加治 芳行; 根本 義之; 永武 拓; 吉田 啓之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*; 大和 正明*; 渡辺 聡*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
本研究では、使用済燃料プール(SFP)の事故時における燃料被覆管の酸化モデル及びSFPに設置されたスプレイの冷却性能を評価するための数値シミュレーション手法を開発した。これらをMAAPやSAMPSONのようなシビアアクシデント(SA)解析コードに組み込み、SFPの事故時解析を実施した。数値流体力学コードを用いた解析を実施し、SA解析コードの結果と比較することにより、SFP事故の詳細を検討した。さらに、3次元臨界解析手法を開発し、SFPにおける使用済燃料のより安全な燃料配置について検討した。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.169 - 179, 1988/02
沸騰水型原子炉(BWR)の冷却材喪失事故(LOCA)に於いて、緊急炉心冷却装置(ECCS)の炉心冷却性能に対する、注入冷却材(ECC)温度変化の効果を、ROSA-III総合実験装置を用いて実験的に調べた。その結果、ECCは、注入温度に依らず炉心に到達する前にほぼ飽和となり、ECCSの炉心冷却性能には直接影響を与えなかったものの、間接的には、圧力の変化に対する影響を通して熱水力挙動にいくつかの変化を与えた。それらは、ECCSの破断後注入開始時間や注入流量、炉心入口でのフラッディング等である。燃料被覆管最高温度は、大破断(200%)、小破断(5%)共にECC温度変化の影響を受けなかった。
早田 邦久
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(10), p.813 - 820, 1982/00
被引用回数：4 パーセンタイル：47.56(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉(PWR)の自然循環は、TMI事故後、強制循環を喪失するような事故または遷移時の代替冷却法として、また、回復手段として、近年大きな関心を集めてきた。自然循環の3つのモード(単相、二相、リフラックス)のうち、リフラックス冷却については、PWRでの十分な検討がされていない。本報告では、自然循環のリフラックス冷却に注目し、PWRのホットレグ内の液速を推定する解析方法を導いた。本報告の結果から、代表的なPWRのリフラックッス時(2%炉心出力、6.9MPa)には、上部プレナム側のホットレグ入口で、流速は2.7m/s、液深さは、3.0cmであることがわかった。この結果から、蒸気流路の凝縮液流による閉塞は、ホットレグ内で殆んどおこらないことがわかった。この結果は、リフラックス冷却実験を行なう実験装置で、液連および液深さを測定する計測器を設計するのにも有用である。
石川 迪夫; 斎藤 伸三; 飛岡 利明
日本原子力学会誌, 20(12), p.861 - 870, 1978/00
被引用回数：0軽水炉の事故あるい異常状態として、冷却材喪失事故、反応度事故および出力・冷却不整合が考えられている。これらの事故状態において燃料がどのように振舞うかを原子炉を用いた模擬実験によってこれまでに明らかにされた点をNSRR,PBF実験等を中心にまとめ、併せて諸外国における今後の実験計画について解説したものである。
