JRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のためのTHYDE-Wコードによる冷却異常事象解析

神永 雅紀; 山本 和喜

JAERI-Tech 97-016, 120 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-016.pdf:3.76MB

JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための冷却異常事象の解析について述べたものである。評価すべき冷却異常事象として、運転時の異常な過渡変化及び事故の計6事象を選定し、THYDE-Wコードにより解析した。その結果、選定した冷却異常事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。

JRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象解析

神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉; 中野 佳洋

JAERI-Tech 95-040, 79 Pages, 1995/07

JAERI-Tech-95-040.pdf:2.25MB

JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱出力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-4の低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化4事象を選定して解析した。解析では、1点近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。その結果、選定した反応度投入事象は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足し、いずれも安全が確保されることを確認した。

PIUS型炉における主循環ポンプのフィードバック制御

藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 田坂 完二*; 久木田 豊

JAERI-M 91-076, 34 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-076.pdf:1.02MB

PIUS型炉においては1次系とポイズン系の界面に存在する密度境界層を安定に維持することが重要である。筆者らは、下部ハニカム内密度境界層の位置制御に対してハニカム全長間差圧が有効な指標になるものと考え、ハニカム差圧による循環ポンプ回転数フィードバック制御システムを開発し、その有効性を調査してきた。今回、比例ポンプ回転数制御によりループ差圧に生じる定常偏差を改善するため制御ロジックに微分項を付加し、定常並びに温度過渡条件でのシステム挙動を調べた。この結果、微分項の採用は制御性を著しく向上させ、スタートアップ、出力変更操作が容易に実施できることが確認できた。また1次系クーラー2次側への給水喪失模擬実験ではポンプ回転数に上限を与えることにより、炉の受動的停止機能を確保できることが確認できた。

Feedback control of primary circulation pump of PIUS-type reactor during startup and steady state operation

藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 久木田 豊; 田坂 完二*

Thermal Hydraulics of Advanced Nuclear Reactors, p.85 - 89, 1990/11

PIUS型炉を原理的に模擬した小型実験装置において、下部ハニカム全長間差圧により密度境界の位置制御を行い、その制御性能を調べた。本制御方式は、ハニカム内温度分布により定まる差圧を設定し、密度境界層の位置及び温度分布が変動することにより生じる差圧設定値との偏差をポンプ回転数にフィードバックし、常に密度界面における両ループ間の静水頭差をポンプ吐出圧でバランスさせるものである。比例回転数制御のみではポイズンループに生じるマノメータ振動がポンプの慣性のため収束せず大きな定常偏差が残る。この対策として制御ロジックに減衰項を付加した結果、定常運転のみならず、スタートアップや出力変更時の様に系内温度分布が大きく変化する過渡条件においても密度境界層を安定に維持することができ、PIUS型炉の操作においてハニカム間差圧が有効な制御指標となることが示された。

舶用炉過渡熱水力事象の安全評価解析

藤木 和男; 浅香 英明; 石田 紀久

日本原子力学会誌, 28(9), p.838 - 849, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.28.838

原子力船「むつ」原子炉について日本原子力研究所が実施した安全評価解析の中、運転時異常過渡における原子炉熱水力挙動に関する解析結果を陸上発電用PWRの場合と対比して特徴を指摘した。「むつ」原子炉は負荷追従運転を前提としているため大きな熱的余裕を持つ一方、無用の弁開閉を避けるため逃し弁、安全弁設定圧が高い。解析結果は、これらの特徴を反映して、温度、圧力の変化率 DNBRの面では発電用PWRよりも穏やかであるが、原子炉停止後の2次系ヒートシンク効果が弱く、1次系温度、圧力の長期的上昇を伴うことを示している。また、舶用炉に必然的な小型化による過渡変化への影響を考案した。これらの特徴は舶用炉独特のものであり、本報による過渡熱水力挙動の知見は、将来の改良用炉設計にも役立つものである。

Loss-of-Feedwater Transient Calculations for the ROSA-IV LSTF and the Reference PWR with RELAP5/MOD1(cycle 1)

C.P.Fineman*; 田中 貢; 田坂 完二

JAERI-M 83-088, 50 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-088.pdf:1.5MB

LSTFとPWRの給水喪失過渡の解析をRELAP5/MOD1(Cycle 1)コードで行い、LSTFの模擬製の検討を行った。主給水喪失(基準ケース)、全給水喪失、主給水喪失とタービンバイパス弁の故障が重なった場合、および主給水喪失の後スクラム時に主冷却ポンプがトリップした場合の4ケースの解析行った。その結果LSTFによりPWRの主給水喪失過渡をよく模擬出来ることが明らかとなった。しかし主給水喪失以外の故障が重なった他のケースではLSTFとPWRの挙動に差が生ずる。問題点は炉心出力と流量がLSTFの場合定格の14%しか無いこと、蒸気発生器2次側の初期水量、およびジェットコンデンサーの運転方法である。これらの点についてはさらに解析を行い、模擬性を向上するための実験方法を見い出す必要がある。