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論文

Comparative study of source terms of a BWR severe accident by THALES-2, STCP and MELCOR

日高 昭秀; 梶本 光廣*; 早田 邦久; 村松 健; 坂本 亨*

ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.408 - 416, 1993/00

シビアアクシデントに関する解析モデルのうち、その不確かさがソースターム評価に大きな影響を及ぼす現象の解析モデルを同定するため、原研が開発したTHALES-2及び米国NRCが開発したSTCP,MELCORを用いて、BWRシビアアクシデント時のソースタームについて比較研究を行った。対象とした事故シーケンスはECCSの不作動を伴う小破断LOCAである。本研究では、主要事象の発生時刻及びソースタームに関して比較し、解析モデルの違い及びその違いがソースタームに及ぼす影響について検討を行った。その結果、炉心溶融進展モデルの差が事故進展に大きな影響を与え、沈着したCsIの再蒸発現象をモデル化しているか否かがソースタームに大きく影響することが明らかになった。ソースタームに影響を与える解析モデルとして、燃料棒の溶融進展モデル、炉心支持板損壊及び全炉心崩壊モデル、再蒸発モデル、溶融物中のクラスト形成モデルが同定された。

報告書

1次系強制減圧操作によるPWRシビアアクシデントマネジメント

日高 昭秀; 杉本 純; 藪下 幸久*; 早田 邦久

JAERI-M 91-175, 65 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-175.pdf:1.53MB

1次系圧力が高圧のまま事象が進展するPWRのシビアアクシデント時に、1次系の圧力を強制的に減圧し蓄圧注入系を作動させることができれば、炉心は冷却され、原子炉圧力容器破損時刻が遅延すると同時に原子炉圧力容器破損時の高圧溶融物放出や格納容器直接加熱を防止できる可能性がある。このため1次系減圧操作は、有効なアクシデントマネジメントの一つとして考えられている。そこで減圧操作の効果を評価するため、全交流電源喪失事故時にPORVを開き、1次系を強制減圧した場合についてMARCH3.0コードを用いて解析を行い、以下の結論を得た。原子炉圧力容器破損前に有効な減圧操作を行えば、原子炉圧力容器破損時刻を減圧操作無しの場合と比べて約160分延長できる。減圧操作開始時刻は、その後の事故進展に大きな影響を与えないが、減圧速度はその後の事故進展に影響し、2個のPORVの容量未満では有効な1次系減圧を行えない。

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