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新谷 文将; 岩村 公道; 大久保 努; 秋本 肇; 村尾 良夫
日本原子力学会誌, 34(8), p.776 - 786, 1992/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本報では反応度の異常事象について解析し、扁平二重炉心型高転換軽水炉の概念の成立性の評価を行った結果を述べる。反応度の異常事象として、最も過酷な事故と考えられる制御棒クラスタ飛び出し事故を選定し、REFLA-TRACコードによる解析を行った。解析条件の設定及び評価基準は、従来型PWRに対するものを適用して解析及び結果の評価を行った。解析の結果、従来型PWRより更に余裕のあるものであり、当該事象に対する本炉の成立性を確認できた。また、従来炉より更に安全余裕のある結果が得られた理由は、本炉の余剰反応度が従来型PWRより小さいため反応度投入量が小さいという高転換炉の特徴、ならびに炉心が扁平で径が大きいことから制御棒クラスタ数が多くなるため1本当りの反応度価値が小さい、最高線出力密度が低いため燃料温度の上昇が低く抑えられる、及び圧力容器内の冷却材保有量が大きいため圧力上昇が低く抑えられると言う設計の特徴にある事を明らかにした。
岩村 公道; 大久保 努; 村尾 良夫; 末村 高幸*; 平賀 富士夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(1), p.45 - 58, 1991/01
原研では、燃料の有効利用を目的として、平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)を開発中である。本炉の運転時及び事故時DNBR特性を調べるため、実験的及び解析研究を実施した。原研及びBettis原子力研究所で実施した三角配列、密格子体系でのCHF実験データにより相関式を評価した結果、KfK相関式がデータとの一致が最も良好であった。Bettisの実験データとKfK相関式による予測値を比較した結果、最小DNBR(MDNBR)として、1.28を得た。一次冷却材ポンプトリップ事故及びポンプ軸固着事故を対象としたシステム解析には、J-TRACコードを使用し、局所流動条件及び表面熱流束の計算には、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1を用いた。解析の結果、定常運転条件下では十分な安全余裕が確保され、事故条件下においても最小DNBRの評価値はMDNBR基準値を上回ることが分かった。すなわち、HCLWRの現状設計は、MDNBR基準の観点からは実現可能である。
杉本 純; 岩村 公道; 大久保 努; 村尾 良夫
Experimental Thermal and Fluid Science, 4, p.354 - 361, 1991/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Thermodynamics)原研では、現行の軽水炉と同程度以上の安全を確保した上で、エネルギー資源及び経済上の観点からも魅力的な高転換軽水炉の研究開発を目指している。熱水力の分野では、稠密炉心における現象の把握と最適設計のための解析手法の開発に精力が注がれている。限界熱流束(CHF)実験の結果によれば、KfKの相関式が稠密三角光子燃料棒配列に対して適用出来ることが明らかとなった。水力実験では、各種の炉心幾何学的形状に対する炉心圧力損失を調べた。扁平二重炉心高転換軽水炉は、負のボイド係数、高転換率及び高燃焼度を同時に実現し得るものであるが、以上の実験結果に基づいて、その熱水力学的特性について検討した。その結果、扁平二重炉心高転換軽水炉は、CHF、炉心圧力損失、及びLOCA-再冠水時の安全性の観点から、実現性は高いことが明らかとなった。
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。
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。
平賀 富士夫*; 末村 高幸*; 岩村 公道; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 90-085, 51 Pages, 1990/06
原研では、ウラン資源の有効利用を目的とした扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)の研究を進めている。本研究では、本炉の熱水力学的成立性検討の一環として、最適評価コードJ-TRACにより、圧力容器底部計測配管破断(コードレグ流路面積の0.5%相当)を想定した小破断時LOCA解析を実施した。解析結果によれば、蓄圧注入系が間欠的に作動する現象が見られたが、炉心水位は次第に回復し、最終的には放出流量と安全注入系からの注水量がほぼバランスして、炉心の長期冷却は確保された。また、燃料被覆管最高温度は1265Kとなり、現行軽水炉の安全評価基準値1473Kを下回っている。炉心温度上昇の抑制には、軸方向ピーキングファクターが小さいこと、及び上部プレナム内保有水量が多いために炉心露出が遅れることが寄与している。以上の結果より、小破断の観点からは本炉は熱水力学的な成立性を有すると考えられている。
岩村 公道; 大久保 努; 村尾 良夫; 末村 高幸*
Thermal Hydraulics of Advanced Nuclear Reactors, p.31 - 38, 1990/00
原研では、燃料の有効利用を目的として、扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)を開発中である。本炉は、P/Dが1.23で高さ60cmの扁平炉心を中間ブランケットを介して二段に重ねたもので、上部及び下部にもブランケットを有す。本炉の熱水力学的成立性を調べるため実験的及び解析的研究を実施した。まず、限界熱流束、圧力損失、及び再冠水炉心冷却の実験を実施し、本炉の熱水力特性評価手法を検証した。次に運転時の熱水力特性を評価した結果、本炉は現行軽水炉の最小DNBR基準を満足し、集合体圧力損失も現行軽水炉以下であることがわかった。また、最適評価コードJ-TRAC、KfKのCHF相関式と組合わせたサブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1等を用いて、大破断LOCA、一次冷却水ポンプ軸固着事故、及び外電喪失ATWSの解析を実施した。解析結果より、いずれの事故の場合も、本炉は現行軽水炉の安全基準を満足することが分かった。
