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日高 昭秀
原子力のいまと明日, p.264 - 265, 2019/03
最近の軽水炉の改良のトレンドとして、現時点における最新の原子炉である第3+世代炉(ABWR, APWR等)の先進的な安全対策について紹介した。第3+世代炉は、機器の信頼性や耐震性の向上、受動的安全設備の導入、シビアアクシデント(SA)対策、テロ対策の導入など、第2世代炉(既設のBWR, PWRの大部分)と比較して安全性が飛躍的に向上するとともに、SA時の周辺住民の避難を不要とする設計を目標としている。具体的なSA対策として、欧州加圧型炉(EPR)を例に、燃料が溶融し圧力容器が破損した場合でも溶融した燃料を受け止め冷却水等により冷却することで格納容器の破損を回避することを目的としたコアキャッチャー, 燃料が溶融した場合でも重力落下による注水を行い圧力容器を水没させることで圧力容器を冷却し圧力容器破損を回避することを目的とした原子炉容器内保持システム、及びECCSの信頼性を向上させるため、安全系の多重性を4系統に強化(設計基準事故用2系統, オンラインメンテナンス用1系統, SA用1系統)した設計例について説明した。
板垣 正文; C.A.Brebbia*
Nuclear Science and Engineering, 107, p.246 - 264, 1991/03
被引用回数：15 パーセンタイル：81.74(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉の炉心-反射体境界またはバッフル板表面に設定するエネルギー依存行列形式の境界条件を計算する目的で境界要素法を用いた。この方法を用いると、内側に凸のL字形境界のみならず、従来解析の困難であった外側に凸のL字形境界も含むあらゆね幾何形状の境界を一回の計算で処理可能となる。さらに、この方法はエネルギーが3群以上であっても適用でき、バッフル板のある反射体も無い反射体も扱うことができる。エネルギー2群など3群からなるいくつかのテスト計算では、この境界条件計算によって得た反射体境界条件を設定した有限差分計算結果は反射体も含めて行なった基準計算結果と較べて高い精度で実効増倍率及び中性子束分布を再現できることが示された。
宮崎 則幸; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 加藤 六郎; 栗原 良一; 矢野 歳和; 宮園 昭八郎
日本原子力学会誌, 25(11), p.925 - 936, 1983/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.52(Nuclear Science & Technology)本報は加圧水型炉の4インチ口径配管が瞬時破断したと仮定したときに生じる配管のパイプホイップ運動と、それを抑止するレストレントの挙動に関する試験結果をまとめたものである。試験圧力、温度は加圧水型炉の運動条件における値を選んだ。配管とレストレント間のギャップを一定とし、オーバハングを250mm、400mm、650mmと変えて試験を実施した。配管およびレストレントに貼付したひずみゲージ出力、および残留変形測定により、パイプホイップ時の配管、およびレストレントの挙動を知ることができた。本報から得られた主要な結論は次の2つである。(1)オーバハングが短いほどパイプホイップ時の配管の運動をレストレントにより有効に拘束できる。(2)オーバハングが短いほど過渡時におけるレストレント支持構造物への荷重が大きくなる。
小林 健介; 佐藤 一男
JAERI-M 7917, 53 Pages, 1978/09
冷却材喪失事故時の加圧水型炉炉心における熱水力学的挙動を解析するプログラムASCOT-1を開発した。炉心を軸対称と仮定し、保存則を特性曲面法によって求める。炉心を分割した同心円環状部分領域の代表燃料棒の温度応答にたいしては、平均化された流動条件を用いて熱伝導方程式を陽的解法によって求める。上部プレナムおよび下部プレナムにおける境界条件は入力として与えられる。整合寸法を用いるため格子点数の制限はない。ASCOT-1はFACOM230-75用のFORTRAN一IVで書かれている。
山路 達也*; 小泉 安郎; 山崎 康平*; 大竹 浩靖*; 長谷川 浩司*; 長谷部 吉昭*; 大貫 晃*; 西 弘昭*
no journal, ,
上昇蒸気流と凝縮液膜流下流の共存する管内気液対向二相流実験を行った。加圧水型軽水炉(PWR)の中小破断冷却材喪失事故時の蒸気発生器(SG)U字管内上昇流側の蓄水挙動の機構解明と蓄水量評価モデルの開発を目的とした一連の研究の報告である。本報では、内径18mm、長さ4mの垂直単管内凝縮共存気液対向流現象の観察実験を行った。流動状況観察を主目的としていたため、試験流路は透明ポリカーボネイト製であった。蒸気流速が低い状態では流下液膜状態で凝縮水は流路下端から流下し、排水されていたが、蒸気流速の上昇に伴い、長さ方向管中央付近でスラグ流状態が現れるようになり、凝縮水は上方へ運ばれるようになった。このとき、これより下部では凝縮液の上方への移動は起きず、下方に流れ流路下端から流出していた。このようなフラッディング状況は、これまでの水-空気系では観察されていないため、新たな現象の可能性を含めて検討中である。
山崎 康平*; 大竹 浩靖*; 長谷川 浩司*; 長谷部 吉昭*; 山路 達也*; 小泉 安郎; 大貫 晃*; 西 弘昭*
no journal, ,
上昇蒸気流と凝縮液膜流下流の共存する管内気液対向二相流実験を行った。加圧水型軽水炉(PWR)の中小破断冷却材喪失事故時の蒸気発生器(SG)U字管内上昇流側の蓄水挙動の機構解明と蓄水量評価モデルの開発を目的とした一連の研究の報告である。本報では、内径18mm、長さ4mの垂直単管内凝縮共存気液対向流現象の実験を行った。凝縮量を幅広くとれるよう、管壁伝熱抵抗の大きなポリカーボネート製試験流路から、伝熱抵抗の小さい真鍮管へ試験流路を変えた。今回の実験条件は比較的蒸気流速の速い条件が主であったため、凝縮液は全て上方へ流れる上向き環状二相流状態であった。測定された管路入口-出口間の圧力損失は、Lockhart-Martinelli二相流圧力損失計算法により求めた値とよく一致した。今後のパラメータ実験及び取得データ評価に向かって見通しを得ることができた。
