Feasibility study of BWR-type reduced-moderation water reactor core design in thermal-hydraulic view point

新谷 文将; 呉田 昌俊; 秋本 肇

Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-2), p.309 - 314, 2000/00

現在概念設計中のBWR型低減速スペクトル炉の炉心を対象として、熱水力学的観点から成立性の検討を行った。検討には過渡熱水力解析コードTRAC-BF1を用いた。定格運転状態と流量低下時の過渡状態の検討を行った。定格運転時については、沸騰遷移の発生の有無を検討するとともに、圧力損失の大きさを既存炉と比較検討した。流量低下事象については、沸騰遷移の発生の有無及び最高燃料被覆管温度の安全基準との比較について検討した。検討は、冷却系システムの設計が実施中であることから、炉心のみを対象とし、炉心入口、出口条件を既存のBWRの安全解析結果をもとに設定して行った。解析結果は、すべての概念検討中の炉心は熱水力学的に成立可能であることを示した。