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論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大

日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00395_1 - 16-00395_9, 2017/04

高速炉の炉停止失敗事象(ATWS: Anticipated Transient without Scram)に対して、原子炉容器内での事象終息(IVR: In-Vessel Retention)の成立性を検討した。検討においては、確率論的評価に基づいて冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)をATWSの代表事象に選定した上で、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。本検討の結果から、原子炉容器は機械的にも熱的にも損傷することはなく、IVRが成立する見通しを得ることができた。

論文

Safety evaluation of self actuated shutdown system for Gen-IV SFR

斎藤 裕幸*; 山田 由美*; 大山 一弘*; 松永 尚子*; 山野 秀将; 久保 重信

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

自己作動型炉停止機構(SASS)は、冷却温度の過剰な上昇に応じて原子炉停止系の制御棒を切り離すことができる受動装置である。制御棒の切り離しを引き起こす切り離し温度および応答時間は、有効性解析の重要なパラメータとして同定される。この研究では、応答時間と切り離し温度の検証および低出力SASSの成立性を確かめるために安全性解析に着目する。このため、設計変更がなされ、応答時間が短縮した。また、応答時間を確認するために低出力運転での3次元熱流動解析が行われた。その結果、切り離し温度レベルは、以前の研究と比べて低く、安全性パラメータの改善につながった。改善されたパラメータに基づき、低出力SASSの成立性を確かめるために安全性解析が行われた。この安全性評価から、LOF型ATWS事象が発生した場合、フローコレクタを設置することでSASSが炉心損傷を防ぐことが確認された。

論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06

The achievement of In-Vessel Retention (IVR) against Anticipated Transient without Scram (ATWS) is an effective and rational approach in enhancing the safety characteristics of sodium-cooled fast reactors. Based on the Probabilistic Risk Assessment (Level 1 PRA) for a prototype fast-breeder reactor, Unprotected Loss of Flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, can be selected as a representative event of ATWS. The objective of the present study is to show that no significant mechanical energy release would take place during core disruption caused by ULOF, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. As a result of the present evaluation with computational codes and physical models reflecting the knowledge on relevant experimental studies, the prospect of IVR against ULOF was obtained.

論文

Prediction of fission product release during the LOFC experiments at the HTTR

Shi, D.*; Xhonneux, A.*; 植田 祥平; Verfondern, K.*; Allelein, H.-J.*

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2014/10

高温ガス炉技術の安全性と当該事象下で想定される物理現象の確証を目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた実証試験が行われた。OECD主導によるLOFC(冷却材喪失事故)プロジェクトの一部として、HTTRを用いた3つのシリーズ試験運転が計画された。本試験運転では、ガス循環機の全台停止によって1次冷却材流量を異常低下させ、原子炉をスクラム不能かつ反応度制御しないATWS(原子炉スクラム失敗を伴う予期された過渡事象)とする計画であり、本事象下において原子炉の再臨界を伴う。本論では、ユーリッヒ研究所が新たに開発したソースターム解析コードSTACYについて、またLOFC試験条件下でのHTTR炉心における核分裂生成物挙動の計算結果について述べる。STACYは元来、核分裂生成物の移行放出挙動シミュレーションの検証・妥当性確認モデルであり、本研究において中空円筒形状の燃料コンパクトや六角柱状ブロック型炉心を取扱えるよう拡張改良した。本論では、3次元連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードSERPENTならびに事故・過渡事象時の核分裂生成物移行放出挙動の多群解析モデルMGTによる時間依存の核熱流動解析値にもとづくSTACYの計算結果について述べる。

論文

Safety demonstration tests using high temperature engineering test reactor

中川 繁昭; 高松 邦吉; 橘 幸男; 坂場 成昭; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.301 - 308, 2004/10

 被引用回数:21 パーセンタイル:19.21(Nuclear Science & Technology)

HTTRを用いた安全性実証試験が、HTGRの固有の安全性を実証するため、及びHTGR用安全解析コードの検証のための実測データを提供するために実施中である。安全性実証試験は2つのフェーズに分けられ、最初のフェーズでは異常な過渡変化やATWSを模擬した試験を実施する。次のフェーズでは事故を模擬した試験を実施する。制御棒の誤引抜きや流量低下事象を模擬した最初のフェーズについては、2002年度から開始され2005年まで実施する予定である。事故を模擬する次のフェーズの試験については、2006年度から開始する予定である。本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。

論文

Plan for first phase of safety demonstration tests of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

橘 幸男; 中川 繁昭; 竹田 武司; 七種 明雄; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 沢 和弘; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 224(2), p.179 - 197, 2003/09

 被引用回数:13 パーセンタイル:32.66

HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を実証するとともに、高温ガス炉用安全解析コードの検証に必要な炉心及びプラントの過渡挙動データを取得するために実施される。第1段階の試験として、制御棒引抜き試験及び1次系流量低下試験を行う。制御棒引抜き試験では、16対の制御棒のうち中央の一対を引き抜くことで反応度投入事象を模擬する。1次系流量低下試験は、循環機停止試験と流量部分喪失試験からなり、それぞれ、循環機の停止(循環機3台中1台又は2台の停止)あるいは自動制御系により流量低下事象を模擬する。制御棒引抜き試験及び循環機停止試験は、予想される過渡現象でスクラムできない事故、いわゆるATWSを模擬したものである。

論文

Irradiated fuel behavior under power oscillation conditions

中村 武彦; 中村 仁一; 笹島 栄夫; 上塚 寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(5), p.325 - 333, 2003/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.95(Nuclear Science & Technology)

BWRの不安定性による出力振動時にスクラム不能過渡事象(ATWS)が重なった時の高燃焼度燃料の挙動を調べるため、出力振動を模擬した条件での照射済燃料の照射試験をNSRRにおいて実施した。この試験では燃焼度25及び56GWd/tUの照射済燃料を、約2秒周期でピーク出力が最高50から95kW/mに達する4回から7回の出力振動条件で照射した。この出力振動条件は、NSRRの6本の調整棒をコンピュータ制御により高速で引抜き・挿入を行うことで実現した。燃料棒の変形は、368J/gまでの燃料エンタルピ範囲では、反応度事故(RIA)条件で行った試験結果と同等であった。変形はペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)によって生じ、おおむね燃料エンタルピに比例した。ラチェッティングによる変形の累積は見られなかった。他方、FPガス放出はRIA試験に比べて小さく、これら2種類の過渡試験では放出メカニズムが異なることを示した。

報告書

受動的安全性を強化した大型FBRプラント

林 秀行; 一宮 正和; 永沼 正行

PNC-TN9410 96-062, 186 Pages, 1996/02

PNC-TN9410-96-062.pdf:5.83MB

水素化ジルコニウム添加によりドップラー係数を強化したスペクトル調整窒化物燃料炉心を採用した130万kWe級大型FBRプラント概念を構築した。炉心設計においては、水素化ジルコニウムの添加割合を最適化することにより、径ブランケット層数1層の条件で増殖比1.2を満足できた。また、炉心径の縮小により原子炉構造設計への負担が軽減された。炉心安全性については、流量喪失スクラム失敗事象(ULOF)及び過出力スクラム失敗事象(UTOP)に対しても炉心固有の反応度特性のみで冷却材沸騰を防止できており、固有安全炉心と呼べるレベルにまで安全性が向上されている。また、ヘッドアクセスループ型炉に特有の部位についての過渡時熱応力、地震時変位及び流量急減時の炉心支持板変位等を評価してプラントの健全性を総合的に確認した。主要設備物量から建設コストの予測を行った結果、同じ出力の軽水炉を100とした時に、本大型FBRプラントの建設コストは130$$sim$$140であることが示された。

報告書

平成3.4年度安全研究成果(安全研究年次計画登録課題)(廃棄物処理分野を除く)

not registered

PNC-TN1410 94-052, 181 Pages, 1994/06

PNC-TN1410-94-052.pdf:5.58MB

水炉の安全性に関する研究〔新型転換炉〕高燃焼時及び負荷追従時におけるMOX燃料の健全性及びふるまいに関する照射試験運転時の異常な過渡変化におけるMOX燃料の健全性及びふるまいに関する研究反応度事故条件下における照射済MOX燃料の破損挙動に関する研究統計的手法の適用による冷却材喪失事故時安全裕度評価手法に関する研究新型転換炉のシビアアクシデントに関する研究高速増殖炉の安全性に関する研究燃料破損時の運転手法最適化に関する研究線源の評価及び抑制に関する研究安全機能の重要度分類に関する研究安全評価事象の区分と想定に関する研究リスクプロファイルの分析と安全目標に関する研究反応度係数評価手法の研究高燃焼燃料炉心の定数と核特性に関する研究高速増殖炉燃料の定常条件下での破損限界に関する研究破損燃料の運転判断基準に関する研究構造・材料強度のデータベースに関する研究他13核燃料施設の安全性に関する研究未臨界測定システム開発に関する研究プルトニウム取扱い施設の臨界管理に関する研究核燃料施設における中性子線量評価に関する研究材料及びその加工法の耐食安全性に関する研究プルトニウム閉じ込め機能に関する研究センサー及び耐放射線性材料の研究核燃料施設における放射線防護の最適化に関する研究排気中放射性物質連続監視法に関する研究遠隔作業技術の信頼性向上に関する研究供用期間中検査技術の向上に関する研究遠隔配管継手に関する信頼性向上研究抽出工程異常診断技術に関する研究不溶解残渣取扱いに関する研究溶媒劣化に関する基礎研究使用済燃料の溶解に関する研究他12放射性物質輸送の安全性に関する研究UF6の熱的特性に関する研究原子力施設の耐震安全性に関する研究流体-構造物連成振動解析に関する研究プルトニウム取扱施設における設備・機器の耐震性研究原子力施設の免震構法に関する研究(建物及び機器免震)原子力施設等の確率論的安全評価等に関する研究新型転換炉運転経験データの分析・評価高速増殖炉の信頼性評価手法に関する研究再処理施設の信頼性評価手法の開発及び改良高速増殖炉についての確率論的安全評価の実施高速増殖炉機器システムの地震時損傷度評価手法に関する研究高速増殖炉の炉心損傷事故過程の評価手法に関する研究再処理施設への確率論的安全評価の適用研究環境・線量研究大気放出放射性物質の沈着・再浮遊に関する研究気体状放射性物質の環境中

報告書

Critical heat flux for rod bundle under high-pressure boil-off conditions

Guo, Z.*; 熊丸 博滋; 久木田 豊

JAERI-M 93-238, 20 Pages, 1993/12

JAERI-M-93-238.pdf:0.67MB

小型定常二相流実験装置(TPTF)の5$$times$$5ロッドバンドル試験部を用いて、限界熱流束(CHF)実験を実施した。実験は、軽水炉の小破断冷却材喪失事故(LOCA)あるいはスクラム失敗事故(ATWS)時に発生する高圧下の炉心インベントリボイルオフ及び燃料棒ドライアウト状況を模擬して実施した。実験は、圧力:3~12MPa,質量流束:17~94kg/m$$^{2}$$s及び熱流束:3.3~18W/cm$$^{2}$$の範囲をカバーしている。実験データを低流量流動沸騰CHF相関式と比較し、それらの相関式の高圧ボイルオフ条件への適用性を検討した。実験では、ドライアウトは平衡クオリティがほぼ1になった位置において発生した。

報告書

ナトリウム冷却金属燃料高速炉用炉心過渡挙動解析コード; EXCURSの改造と解析例

岡嶋 成晃; 軍司 康義*; 向山 武彦

JAERI-M 92-031, 81 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-031.pdf:2.29MB

アクチノイド消滅処理専焼炉(ABR)の設計研究において、炉心過渡特性解析は安全性の観点から、重要である。そこで、Na冷却酸化物燃料高速炉用炉心過渡挙動解析コード「EXCURS」を、Na冷却金属燃料高速炉に適用できるように改造を行った。改造の妥当性を確認するために、ANLで行ったEBR-IIでの過渡試験解析結果や電中研で行った1000MWe級金属燃料高速炉の過渡特性解析結果と改造「EXCURS」の解析結果とを比較した。その結果、全般的に改造「EXCURS」の解析結果と他の解析結果は良い一致を示し、改造「EXCURS」がLMRやABRの炉心過渡現象を予測するのに使用できることが確認できた。改造「EXCURS」を用いて、Na冷却金属燃料専焼炉(M-ABR)のULOFおよびUTOP解析を実施した。さらに、安全性を検討するために、燃料の熱伝導率やフィードバック反応度係数のATWS解析結果に与える影響について、パラメータサーベイを行った。その結果、フラワリング係数、遅発中性子割合、燃料熱伝導率が燃料最高温度に強く影響することが分かった。

報告書

高速炉原子力炉停止系の信頼性評価に関する研究

森山 正敏

PNC-TN9410 91-286, 117 Pages, 1991/08

PNC-TN9410-91-286.pdf:9.35MB

大型炉プラントの原子炉停止系について従来型の設計を行い、フォールトツリー解析によりアンアベイラビリティ評価を行った。安全保護系の論理回路の信頼性は相対的に高く、アンアベイラビリティへの寄与因子は検出系の多重故障、制御棒のデラッチ失敗又は噛み込みのような挿入失敗が相対的に大きい。この従来型原子炉停止系に自己作動型の制御棒切り離し機構を導入した。LOF事象時の熱流力特性を熱流動解析コード(SSC-L及びAQUA)を用いて解析し、自己作動型の制御棒切り離し機構の設計上の要求条件を検討した。さらに、GENERIC CAUSE APPROACHを用いた共通原因故障解析を行い、共通原因故障の定性的評価を試みた。自己作動型の制御棒切り離し機構は、後備炉停止系の安全保護系を多様化するものであり、仮に従来型の原子炉停止系が作動しないとしたLOF型の特定の事象に対して作動が期待されるものである。この機構を設けることにより、そのような事象に対して共通原因故障の要因の減少を図ることができる。

論文

Accident analyses for a double-flat-core type HCLWR

大久保 努; 岩村 公道; 末村 高幸*; 平賀 富士夫*; 村尾 良夫

6th Proc. of Nuclear Thermal Hydraulics, p.79 - 86, 1990/11

原研で提案している扁平二重炉心型高転換軽水炉の熱水力設計の一環として事故解析を実施した。そのなかから、大破断LOCAとATWSの結果をまとめた。大破断LOCA解析は、37本模擬燃料棒テスト部を用いた実験及びJ-TRACコードを用いた計算により行なった。再冠水実験により、広い条件範囲に渡って炉心冷却が達成される事を確認した。また、上の炉心のクエンチが下の炉心のそれと同時に進行して炉心冷却を促進する事が明らかになった。一方、J-TRACによる解析では、燃料棒表面の最高温度が1,172Kとなり、安全基準値にくらべ300K低い事が示された。また、外部電源喪失ATWSに対するJ-TRACによる解析では、一次系内の最高圧力が18.7MPaとなり、現行のPWRに対する許容最高圧力値である20.6MPaを越えないことが示された。これらの結果から、対象としている炉は、上述の事故事象に対して、現行の安全基準の下で十分成立可能であると考えられる。

論文

Accident analyses for a double-flat-core type HCLWR

大久保 努; 岩村 公道; 末村 高幸*; 平賀 富士夫*; 村尾 良夫

Transactions of the American Nuclear Society, 62, p.662 - 663, 1990/11

原研で提案している扁平二重炉心型高転換軽水炉の熱水力設計の一環として事故解析を実施した。そのなかから、大破断LOCAとATWSの結果をまとめた。大破断LOCA解析は、37本模擬燃料棒テスト部を用いた実験及びJ-TRACコードを用いた計算により行なった。再冠水実験により、広い条件範囲に渡って炉心冷却が達成される事を確認した。また、上の炉心のクエンチが下の炉心のそれと同時に進行して炉心冷却を促進する事が明らかになった。一方、J-TRACによる解析では、燃料棒表面の最高温度が1,172Kとなり、安全基準値にくらべ300K低い事が示された。また、外部電源喪失ATWSに対するJ-TRACによる解析では、一次系内の最高圧力が18.7MPaとなり、現行のPWRに対する許容最高圧力値である20.6MPaを越えないことが示された。これらの結果から、対象としている炉は、上述の事故事象に対して、現行の安全基準の下で十分成立可能であると考えられる。

報告書

扁平二重炉心型高転換軽水炉の安全評価解析; 大破断LOCAおよび外部電源喪失ATWS

末村 高幸*; 岩村 公道; 大久保 努; 平賀 富士夫; 村尾 良夫

JAERI-M 90-047, 37 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-047.pdf:1.09MB

原研においては、ウラン資源の有効利用と共に安全性を向上させた扁平二重炉心型高転換軽水炉の研究が進められている。本炉を対象として、代表的な安全解析項目として大破断LOCA及び外部電源喪失ATWSの解析を実施した。評価コードとしては、最適予測コードJ-TRACを用いた。大破断LOCA解析における最高被覆管温度は899$$^{circ}$$Cであり現行のPWR安全評価基準1200$$^{circ}$$Cを十分に下回った。また、外部電源喪失ATWS解析では1次系(加圧器)最高圧力が18.7MPaと、これも現行PWR安全評価基準20.6MPaを十分下回った。以上の結果から本炉は熱水力学的に十分な成立性を持つことが明かとなった。

報告書

高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(II) : 固有の負の反応度効果の最適化解析(I) 炉心支持板の熱変形挙動解析

大岩 章夫*; 谷川 信吾*; 山口 彰*; 山口 勝久*; 本田 明成*; 本鹿 順司*; 川副 博*

PNC-TN9410 88-141, 159 Pages, 1988/09

PNC-TN9410-88-141.pdf:10.2MB

高速炉のATWS(AnticipatedTransientWithoutScram)事象に対し,これまでの解析評価によりプラントの熱流動挙動が要因となって生じる負の反応度効果として炉心支持板の熱膨張が大きく影響する。これを定量化する上では,炉心支持板の熱的機械的挙動を評価することが必要である。そこで,炉心支持板の熱変形挙動の解明および解析対象のモデル化の範囲の違いによる変形挙動の相違を明らかにするため,炉心支持板の熱変形挙動解析を実施した。解析対象は,これまで反応度効果について解析評価してきた1000MWe級ループ型高速増殖炉とし,別途システムコードにより得られたATWS事象の代表事象であるULOF(UnprotectedLossofFlow)時のプラント熱流動解析結果を温度境界条件として,炉容器を含める全体系について炉心の荷重も考慮し,汎用非線形構造解析システム「FINAS」を用い変形挙動解析を実施した。その結果,以下の知見が得られた。1上部炉心支持板の変形挙動は,支持板の温度変化による自由膨張量により評価できる。2モデル化の範囲の違いによる半径方向変位量への影響はなく,半径方向変位量は炉心支持板部の変位により支配される。3燃料集合体による半径方向への変位の拘束条件は,炉心支持板の軸方向のたわみに影響し,拘束がある場合たわみ量は小さくなる。4全体モデルと一軸モデルでは,冷却材温度の過渡変化が大きい時刻で変形挙動に差を生じ,一軸モデルによる変位は全体モデルに比べ応答遅れを生じる。なお,本解析結果に基づく炉心部分の変位に伴う反応度投入量については,別途解析評価を進めている。

報告書

高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(I); SSCの反応度モデルの改良とATWS時のプラント応答解析

山口 彰*; 大島 宏之

PNC-TN9410 88-006, 71 Pages, 1988/01

PNC-TN9410-88-006.pdf:9.72MB

(目的) LMFBRにおいて固有の反応度効果を積極的に活用すればATWS時の炉心損傷を制限できる。本研究は、ATWS時のプラント全体の核熱流動を精度良く計算する手法を開発し、各反応度効果を概略評価することを目的とする。(方法)制御棒の熱膨張による反応度モデルを開発し、SSC-Lに適用した。熱膨張量は、上部プレナム内の2次元詳細温度分布に基づき評価される。開発されたモデルを用いてULOHSの解析を実施した。(結果)SSC-Lでは、(1)燃料ドップラー、(2)冷却材の密度変化、(3)燃料の熱膨張、(4)構造材の熱膨張、(5)炉心支持板の熱膨張、(6)制御棒の熱膨張による反応度効果を考慮できるようになった。ULOHS解析の結果から、これらの反応度を考慮すれば緩和対策を施すために数分以上の時間的余裕があるが、炉心損傷無しに炉心停止するには至らないことが示された。一方、炉内構造物等の変形による反応度を評価する場合、ここで考慮されなかった変形モード、拘束条件等に関する考察を行う必要がある。(結論)SSC-Lによれば、多くの反応度効果を考慮してATWS時のプラント全体の熱流動をより現実的に解析することが可能となった。ULOHSの場合には、時間的余裕があるため、手動スクラムや、その他の作動速度が遅い炉停止系を利用することも可能である。

報告書

高速増殖炉システムコードSSC-Lの整備改良; 反応度フィードバックモデルの組み込み

大島 宏之; 山口 彰*; 二ノ方 寿*

PNC-TN9410 87-122, 62 Pages, 1987/08

PNC-TN9410-87-122.pdf:3.15MB

ATWS(Anticipated Transient Without Scram)の評価では、その事象推移が極めて速いと判断されるため、炉心の核熱流動のみが解析されていた。また、解析に使用されるパラメータや仮定は保守的であり、解析結果の不確定性も一般に大きい。従って従来は考慮されていなかった反応度効果をモデル化し、炉心と熱輸送系とのカップリングを考慮した、より現実的な解析評価を行なうことが必要である。こうした解析により、ATWSの事象推移は比較的緩慢であり、ATWSに分類されているシーケンスの一部では、緩和対策を施す時間的余裕があることを示せる可能性がある。本作業では、プラント動特性を解析するSSC-Lの投入反応度計算ルーチンの修正及び改良と反応度フィードバックモデルの追加により、ATWS事象推移の解析を可能とした。本改良によりSSC-Lでは以下の投入反応度を評価できる:(1)燃料ドップラー効果,(2)冷却材密度変化による効果,(3)燃料の熱膨脹による効果,(4)構造材の熱膨脹による効果,(5)炉心支持板の熱膨脹による効果。適用例として、除熱系統が機能喪失する事象にスクラム失敗の重ね合わせを仮定したULOHS(Unprotected Loss of Heat Sink)の解析を行なった。本モデルを実験的に検証するとともに、実機の解析評価に適用していくことが今後の問題である。

論文

Improvement of passive safety of reactors

朝日 義郎; 渡辺 正; 若林 宏明*

Nuclear Science and Engineering, 96, p.73 - 84, 1987/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:46.75(Nuclear Science & Technology)

原子炉の安全性を向上する新受動的装置が提案されている。現在のプラントをわずかに修正することによって、新装置を付置できる。新装置が、PWRの安全性をどういう具合に向上させるかを示すために、交流電源喪失条件下でのATWS(スクラム不動作を伴なう過渡事象)を解析してある。解析結果は、新装置がPWRの安全性を非常に向上させるということを示している。しかし、新装置を実用化するには、解決すべきいくつかの技術的項目がある。

論文

PWRのスクラム不作動を伴う外部電源喪失過渡時熱水力挙動

浅香 英明; 藤木 和男; 小林 健介; 秋元 正幸; 鴻坂 厚夫; 石川 迪夫

日本原子力学会誌, 28(11), p.1045 - 1055, 1986/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

加圧水型軽水炉(PWR)の外部電源喪失時のATWS事象を過渡熱水力解析コードRETRAN-02により解析した。解析の目的は、ATWS時の圧力挙動、炉心熱伝達について調べること、また重要なパラメータである減速材密度反応度フィードバック及び伝熱管露出時の蒸気発生器熱伝達の両者についての感度解析を行ってその影響を評価することである。解析の結果、炉心でDNBが発生すること、過渡変化の比較的初期より1次系内で飽和状態が生じること、自然循環が停滞する場合があり、その際、伝熱管露出部の熱伝達の影響が大きいこと、等が見出された。またRETRAN-02コードのPWR、ATWS事象に対しての適用性は充分あると判断される。

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