The OECD/NEA Working Group on the Analysis and Management of Accidents (WGAMA); Advances in codes and analyses to support safety demonstration of nuclear technology innovations

中村 秀夫; Bentaib, A.*; Herranz, L. E.*; Ruyer, P.*; Mascari, F.*; Jacquemain, D.*; Adorni, M.*

Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10

The WGAMA activity achievements have been published as technical reports, becoming reference materials to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) and severe accidents (SAs). The International Standard Problems (ISPs) and Benchmarks of computer codes have been supported by a huge amount of the databases for the code validation necessary for the reactor safety assessment with accuracy. The paper aims to review and summarize the recent WGAMA outcomes with focus on new advanced reactor applications including small modular reactors (SMRs). Particularly, discussed are applicability of major outcomes in the relevant subjects of passive system, modelling innovation in CFD, severe accident management (SAM) countermeasures, advanced measurement methods and instrumentation, and modelling robustness of safety analysis codes. Although large portions of the outcomes are considered applicable, design-specific subjects may need careful considerations when applied. The WGAMA efforts, experiences and achievements for the safety assessment of operating nuclear power plants including SA will be of great help for the continuous safety improvements required for the advanced reactors including SMRs.

第6回低減速軽水炉に関する研究会報告書; 2003年3月6日,東海研究所,東海村

鍋島 邦彦; 中塚 亨; 石川 信行; 内川 貞夫

JAERI-Conf 2003-020, 240 Pages, 2003/11

JAERI-Conf-2003-020.pdf:27.66MB

「低減速軽水炉研究会」は、日本原子力研究所(原研)が革新的水冷却炉として研究を進めている低減速軽水炉について、研究の効率的推進に資することを目的として、所内関連部門の研究者と大学,国公立試験研究機関,電力会社,原子力メーカー等の所外研究者とが情報交換を行っているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第6回となる今回は、平成15年3月6日に東海研で行われ、昨年同様、日本原子力学会北関東支部の共催を得て、所内関連研究者,大学,研究機関,メーカー等から100名の参加があった。第1部では、原研における低減速軽水炉の研究開発の現状とともに、小型低減速炉の設計研究,低減速炉心の臨界実験,高性能被覆管の開発,限界熱流束実験に関する最新の研究成果(5件)が報告された。また、第2部では、革新的原子炉研究開発を巡る動向として、「実用化戦略調査研究」及び「超臨界圧水冷却炉の研究」について、それぞれサイクル機構と東芝からの発表があった。

Applicability of REFLA/TRAC code to a small-break LOCA of PWR

大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(3), p.245 - 256, 1995/03

https://doi.org/10.3327/jnst.32.245

二流体モデルに基づく最適評価コードの一つであるREFLA/TRACコードのPWR小破断LOCA(SBLOCA)解析に対する予測性能を評価した。主な評価課題は、低圧低流量条件で検証されたREFLA/TRACコードが高圧低流量条件でSBLOCAに対し、適用できるか否かを調べることであった。評価計算はROSA-IV LSTF試験SB-CL-05(コールドレグ5%破断試験)を対象に行った。評価した結果、REFLA/TRACコードはオリジナルのTRAC-PF1コードと同等以上の予測精度で小破断LOCA解析に適用できる事を確認した。特に炉心内の水力モデルは高圧条件下であっても高い適用性を有する。炉心露出のタイミングを精度よく予測するためには、適切な臨界流モデルを使うと共に、二相流下でのポンプでの圧力損失を精度良く予測する必要がある。

Analysis of control rod reactivity worths for AVR power plant at cold and hot conditions

山下 清信; 村田 勲; 新藤 隆一; 徳原 一実*; H.Werner*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(5), p.470 - 478, 1994/05

https://doi.org/10.3327/jnst.31.470

反射体制御棒の反応度価値の解析方法を検証するため、AVR動力プラントの高温および低温状態の制御棒価値の解析を行った。解析では、黒鉛突起部に挿入した制御棒の実効群定数を得るため、群定数を中性子束で重みずけする方法を使用した。制御棒価値は、高温工学試験研究炉(HTTR)用の核特性解析コードを用いて計算した。高温および低温状態の制御棒価値の実験値は、それぞれ6.81および6.47%であった。高温および低温状態の実験値と解析値の差は、それぞれ10及び2%であった。本結果より、ここで用いた解析方法によりAVRの制御棒価値を十分正確に予測でき、更に小型高温ガス炉の反射体制御棒の核設計に使用できることが明かとなった。

Conceptual study of a very small reactor with coated particle fuel

安田 秀志; 神野 郁夫; 松村 和彦*; 滝塚 貴和; 小川 徹; 金子 義彦; 青木 英人*; 尾崎 修*; 荒木 達雄*; 楮 修*; et al.

J. Space Technol. Sci., 5(2), p.5 - 14, 1990/00

宇宙用の超小型炉発電システムの概念の提起を行なった。打ち上げ時の安全性を確保するため被覆粒子燃料は炉心と分離してロケットに積まれる。炉心で発生した熱はリチウムヒートパイプを使って熱電変換器に運ばれ5.4%の熱効率で約80kWeの発電を行う。熱電変換器の二次側はカリウムヒートパイプにより除熱され、ラジエータで空間へ熱放射される。熱電変換器は48パネルで450kg、二次側ヒートパイプと放熱面積72m、質量500kgとなった。また、将来技術として期待できるアルカリ金属熱電変換器及び液滴放熱器についても検討を行い、約4倍の電力を発生できる見通しを得た。なお、これらの発電システムの形状、質量は現在日本で開発中のHIIロケットにより打ち上げが可能であることが判った。