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浅香 英明; 安濃田 良成; 久木田 豊*; 大津 巌
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(12), p.905 - 915, 1998/12
被引用回数：16 パーセンタイル：75.89(Nuclear Science & Technology)原子炉冷却系の2次側減圧操作は、種々の事故シナリオにおいて炉心の冷却を維持する上で有効であると考えられている。特に1次系の冷却材損失を防ぎつつ炉心冷却を促進できる観点から注目されている。PWR小破断LOCA時に高圧注入系が不動作の場合について、2次側減圧操作の有効性をROSA-V/LSTF実験とRELAP5解析により検討した。2次側減圧速度と減圧開始時間が炉心水位や燃料被覆管表面最高温度(PCT)に与える影響を種々の破断面積について解析的に調べた。その結果、PCTは破断面積が1%から1.5%の間で最も高くなることが示された。また、極大PCTを制限するための減圧速度と減圧開始時間に関する条件を明らかにした。さらに、減圧速度の限界についても論じられている。
井口 正; 村尾 良夫; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(11), p.887 - 896, 1987/11
被引用回数：2 パーセンタイル：29.49(Nuclear Science & Technology)本報告は、円筒炉心試験結果を総合的に分析して、コールドレグ注入型ECCS付PWRのLOCA時再冠水過程に関する現行の安全評価解析法を検討した結果である。現行の安全評価解析例として、WREMコードを採り上げる。検討の結果、現行の安全評価解析で用いられている代表的な取扱い手法により最高出力棒の被覆管温度は高めに予測され、WREMコードは円筒炉心試験結果に対して保守性を有することを確認した。WREMコードの円筒炉心試験結果に対する保守性は、サブチャンネル間流体混合効果の無視、高出力域の熱伝達改善効果の無視、円筒炉心試験結果に対して保守的な熱伝達相関式の使用に主として起因していることがわかった。
斯波 正誼; 竹下 功
日本原子力学会誌, 21(8), p.613 - 624, 1979/00
被引用回数：0LOFT計画は、熱出力55MWの小型のPWRを使用し、1次冷却系配管破断によるLOCAならびにECCSによる冷却水の注入を模擬した実験を行ない、その際の1次冷却系ならびに炉心の応答を測定する実験研究である。このような実験を行なう目的は、LOCA/ECC安全評価用計算コードの妥当性の実証,現行のECCSの設計の妥当性の確認,ならびにLOCA/ECC現象をより精緻に記述する計算コードの開発である。LOFT計画に使用するPWR(LOFT炉)は、1975年に完成し、現在までに合計8回の実験を実施した。これらの実験から、コールドレグの両端破断に対し、現行のコールドレグへ冷却水を注入するECCSの設計は妥当であり、炉心は有効に冷却されることが示された。
