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木下 秀孝; 神永 雅紀; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2001-052, 41 Pages, 2001/08
核破砕水銀ターゲットシステムの設計では安全保護系の概念構築が急務である。水銀ループのFMEAでは、強制流動喪失と冷却材流出がターゲットの熱除去性能を著しく損なうことを示している。そこで、RELAP5を用いて強制流動喪失と冷却材流出時の過渡解析を行った。強制流動喪失時には、流動している水銀の持つ慣性力が大きく過大な温度上昇は起きないことがわかった。冷却材流出時には、圧力変動等が起こるが、極端な温度上昇等、重大事故に至るような挙動は見られなかった。今回の解析をもとにした安全保護系の設計を行うとともに、水銀システムの合理化を図っていく予定である。
木下 秀孝; 神永 雅紀; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2000-007, p.21 - 0, 2000/02
核破砕ターゲットシステムにおける、水銀流動システム異常時の過渡挙動把握のため、水銀流動基礎実験装置の異常事象を想定した過渡解析を、水銀物性値を組み込んだRELAP5コードを用いて行った。実験での圧力データをもとに解析モデルを修正し、定常状態での圧力分布を再現できるようにして、強制流動喪失と冷却材流出を模擬した過渡解析を行った。強制流動喪失時には、機械式ポンプと電磁式ポンプの場合について検討したが、水銀の場合には、流動している水銀の慣性力が水に比べ大きく、ポンプの慣性力の違いによるポンプ停止後の流量低下特性に有意な差はないことを明らかにした。また、小口径破損による冷却材流出時には、急激な圧力変動が起きにくいことが明らかとなり、微小な圧力変動をもとにシステムの異常を検出する必要があることがわかった。
藤枝 清; 竹内 徹; 高津戸 裕司; 今井 勝友; 小澤 健二; 堀米 利元; 照沼 誠一
PNC TN9410 91-187, 41 Pages, 1991/07
「常陽」の原子炉容器ナトリウム液面計は,安全保護系に組み込まれている3本の誘導式ナトリウム液面計で構成されている。その測定範囲は,1本が長尺型で通常液位に対して+350mm-1600mm,他の2本は,+ー350mmで,1次主配管の下部レベルまでカバー出来るが,-1600mm以下の原子炉容器内ナトリウム液位を監視する手段がなかった。 このため1次補助冷却系の吐出配管が原子炉容器最下部まで挿入されていることから,1次補助冷却系電磁ポンプの吐出圧力計の指示値を用いて原子炉容器内ナトリウム液位を求めることが出来ると判断し,原子炉容器内ナトリウム液位と1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力の関係を求める試験を実施した。試験の結果(1)1次補助冷却系を用いて燃料集合体上部までの原子炉容器内ナトリウム液位を推定することは,十分可能である。また,原子炉容器内ナトリウムドレン中の試験によって,原子炉容器内ナトリウムが47.5m3/hの速度で低下している過渡時においても,1次補助冷却系を用いて原子炉容器内ナトリウム液位の推定が可能であることを確認した。(2)1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力,ナトリウム循環流量およびナトリウム温度から,原子炉容器内ナトリウム液位を求める近似式を導出した。(3)測定データを基に多重回帰分析を行い,1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力およびナトリウム循環流量から,原子炉容器内ナトリウム液位を推定出来るグラフを作成した。
伊藤 大樹
JAERI-M 8754, 25 Pages, 1980/03
原子炉の安全保護系の信頼度解析の場合を含む安全系の信頼度のフォールト・ツリ解析において、フォールト・ツリ手法の適用に問題のある文献が若干見受けられる。フォールト・ツリ手法では通常加法と乗法が用いられる。この中、加法については問題はないが乗法については問題のある場合がある。本稿は、要素の不信頼度、平均アンアベラビリティについて乗法が成立するか否かを線合的に検討したものである。保全を行わない各要素のそれぞれの不信頼度相互間には乗法が成立し、また、保全の有無に拘らず、各要素のそれぞれの瞬時アンアベラビリティ相互間にも乗法は成立する。しかし、保全を有する各サブシステムのそれぞれの不信頼度相互間には乗法は成立せず積の値は不安全であることがわかった。
小野田 雄一; 内田 昌人*; 時崎 美奈子*; 岡崎 仁*
no journal, ,
タンク型SFRの設計基準事象の候補である炉内配管破損を対象に安全解析を行い、安全保護系信号の充足性について確認した。初期出力状態(定格,部分出力)、反応度フィードバックの不確かさ等、影響が大きいと考えられるパラメータについて複数の感度解析を行った結果、開発ターゲットとして暫定している安全保護系信号の目標(炉内配管破損に対し複数信号確保)を満足できる見通しを得た