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論文

Loss of core cooling test with one cooling line inactive in Vessel Cooling System of High-Temperature Engineering Test Reactor

藤原 佑輔; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 小野 正人; 高田 昌二

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041013_1 - 041013_8, 2017/10

HTTRにおいて、原子炉出力が9MWの状態かつ炉心流量の喪失を模擬した状態において炉心冷却喪失状態を模擬するためにVCS1系統を停止させた。試験の結果、炉内構造物の温度変化は緩慢であった。また、RPV温度は数度下降し、遮蔽体コンクリートの温度上昇は1度以下であった。VCS冷却管を詳細にモデル化した解析ではVCS冷却管の温度上昇はおよそ15度であり、遮蔽体コンクリートの影響が小さいことを明らかにした。これらの結果から、VCS1系統停止状態であっても冷却能力は保たれることを明らかにした。

論文

Loss of core cooling test without one cooling line in Vessel Cooling System (VCS) of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

藤原 佑輔; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 小野 正人; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

HTTRにおいて、原子炉出力が9MWの状態かつ炉心流量の喪失を模擬した状態において炉心冷却喪失状態を模擬するためにVCS1系統を停止させた。試験の結果、炉内構造物の温度変化は緩慢であった。また、RPV温度は数度下降し、遮蔽体コンクリートの温度上昇は1度以下であった。VCS冷却管を詳細にモデル化した解析ではVCS冷却管の温度上昇はおよそ15度であり、遮蔽体コンクリートの影響が小さいことを明らかにした。これらの結果から、VCS1系統停止状態であっても冷却能力は保たれることを明らかにした。

報告書

軽水炉非常用炉心冷却系の性能評価に係る熱水力学的研究

傍島 真

JAERI-M 85-122, 126 Pages, 1985/08

JAERI-M-85-122.pdf:3.69MB

軽水炉の冷却材喪失事故に対する安全防護系の1つである非常用炉心冷却系の炉心冷即性能を評価するために、各種の大規模試験を実施して現象を調べ、また試験結果を用いて解析コードの予測性能を検討した。試験内容には、単一圧力容器からのブローダウン実験、PWR模擬体系における非常用炉心冷却試験、BWRのスプレー冷却試験、大規模な再冠水冷却試験や気液対向流の個別効果試験がある。これらを通じて種々の試験パラメータの影響度評価や熱流動現象の解明を行い、整理結果を解析コードに組込んで予測性能を改良した。また炉心上部流動現象に関するモデルを作成した。非常用炉心冷却系の有効性を多面的に明らかにする中から、現用方式より優れた冷却性能を有する方式をも考案し、それを実証した。

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