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論文

Validation of core cooling capability analysis in Monju during guillotine pipe break at primary heat transport system

山田 文昭; 有川 晃弘*; 深野 義隆

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

ナトリウム冷却高速炉において低圧である冷却材配管のギロチン破断は物理的に生じないが、高速増殖原型炉もんじゅでは安全評価の一つとして、ギロチン破断を念のために仮想的に設定し、許認可のための評価を行ってきた。本論文では、もんじゅ1次主冷却系配管大口径破損時の炉心冷却能力評価において、評価結果に影響を及ぼす現象について、以下のこれまでの試験データの蓄積を踏まえ、解析評価の妥当性を検証した。(a)炉心流量低下に伴い生じる炉心ナトリウム沸騰に関する試験データ、(b)1次主冷却系循環ポンプトリップ後のフローコーストダウンのもんじゅデータ、(c)燃料被覆管の破損評価に用いるLMP回帰曲線の照射済み燃料被覆管急速加熱バースト試験データ、さらに、原子炉トリップ信号応答時間等のもんじゅ実機データも適用し、炉心冷却能力を最新評価した。その結果、燃料被覆管の破損率は従来評価を上回ることなく、あえて1次主冷却系配管にギロチン破断を仮定したとしても、炉心の大規模な損傷に至らないことを評価した。

口頭

JAEAにおける燃料安全研究の近況

天谷 政樹

no journal, , 

原子力機構(JAEA)における燃料安全研究の目的は、軽水炉燃料に関して、現在の規制基準や安全裕度の妥当性を評価すること、新材料からなる被覆管やペレットを使用した改良型燃料に係る規制のためのデータを提供すること、及び規制に活用可能な計算コードを提供することである。本発表では、最近の反応度事故(RIA)模擬試験、冷却材喪失事故(LOCA)模擬試験の進捗に加え、JAEAにおける燃料安全研究の現状について述べる。

口頭

燃料安全研究Grの研究概要

成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 田崎 雄大; 宇田川 豊

no journal, , 

安全研究センター燃料安全研究グループの研究概要として、反応度事故,冷却材喪失事故、及び設計基準を超える事故における燃料挙動に関する研究、並びに燃料挙動解析コードの開発について紹介する。

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