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報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のためのTHYDE-Wコードによる冷却異常事象解析

神永 雅紀; 山本 和喜

JAERI-Tech 97-016, 120 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-016.pdf:3.76MB

JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl$$_{x}$$-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための冷却異常事象の解析について述べたものである。評価すべき冷却異常事象として、運転時の異常な過渡変化及び事故の計6事象を選定し、THYDE-Wコードにより解析した。その結果、選定した冷却異常事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。

報告書

JMTR低濃縮燃料炉心の安全解析,2; 冷却能力低下事象の解析

石塚 悦男; 佐藤 猛; 桜井 文雄; 小森 芳廣; 斎藤 実; 二村 嘉明

JAERI-M 92-096, 95 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-096.pdf:2.5MB

JMTRでは、核不拡散の観点から1993年に燃料の濃縮度を現行の約45%から約20%に低減化する予定である。この作業の一環として、研究用原子炉の熱水力過渡事象解析を行うために開発されたCOOLOD及びTHYDE-Pコードを用いて、JMTRにおいて想定される運転時の異常な過渡変化及び事故のうち、冷却能力低下事象について解析を行った。その結果、冷却能力低下事象においては、原子力安全委員会の定めた指針に基づいた判断基準を満足し、安全性が確保できる設計であることが明らかとなった。

論文

Transient analysis of loss of feed water at PIUS experimental apparatus

渡辺 正; 朝日 義郎; 藤井 幹也*; 安濃田 良成; 田坂 完二*; 久木田 豊

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.315 - 320, 1991/00

固有安全(PIUS)炉の熱水力挙動を調べるため、小型の装置を用いて行われた給水喪失実験の解析を、THYDE-Wコードにより行った。THYDE-Wは軽水炉安全解析用に開発されたコードであり、PIUS炉の実験解析への応用は今回が初めてである。解析により一次系流量、ポンプ回転数、ポイズンタンク入口温度は良く模擬されたものの、ポイズンタンクから一次系への流入量、及び一次系ポンプ入口温度の低下が過大評価された。これは、ポイズンループ中の形状損失係数の過小評価が原因と考えられる。また、ポイズンタンクの冷却系を省略したため、タンク出口温度が過大評価された。さらに、感度解析により一次系内の最高温度、及びポイズン水の流入による温度変化は、ポンプ回転数の上限に比例することが確認された。このことは、安全な炉の停止のためには、ポンプの制御範囲を適切に設定する必要があることを示している。

報告書

THYDE-W; RCS(reactor coolant system) analysis code

朝日 義郎; 松本 潔; 平野 雅司

JAERI-M 90-172, 305 Pages, 1990/10

JAERI-M-90-172.pdf:5.1MB

THYDE-Wは、RCSのふるまいに関して、過渡解析のみならず、定常解析に応用できる。本コードは、定常解析では外乱なしの過渡方程式を満足する解を生成し、過渡解析では、各種外乱に対するRCSの応答を求める。THYDE-Wの最も重要な特長は、質量・運動量・エネルギが保存することである。本報告書の前半は、THYDE-Wで使われている諸方法と諸モデルの説明書であり、後半はコードの使用手引書である。

論文

Some transient characteristics of PIUS

朝日 義郎; 若林 宏明*

Nuclear Technology, 72, p.24 - 33, 1986/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.9(Nuclear Science & Technology)

原子力発電プラントの動特性解析コードTHYDE-Wを用いて、PIUS炉の事故時の挙動が解析されている。最初に、1つのPIUS炉のモデル化と定常設定とが記述されている。外乱がないとき、過渡解はこのようにして得られた初期解から逸脱しないことが確認されている。次に、ポンプコーストダウン,蒸気発生器給水トリップ,1次流量閉塞,ボロン希釈に対して過渡計算がなされている。それらは、PIUS炉の固有の安全性が制御棒スクラムなしに確保されていることを示している。しかし、プール水の1次系への浸入は、潜在的に熱衝撃が起るかも知れない。

論文

Principles of PIUS: Some safety-related characteristics

朝日 義郎; 若林 宏明*

Transactions of the American Nuclear Society, 47, p.297 - 298, 1984/00

固有の安全性と充分な経済性とをもった小型炉は、次世紀における先進国及び発展途上国での電力選択肢の1つと考えられる。提案されている小型炉のなかに、ASEA-ATOMによるPIUS炉がある。25万KWeのPIUS炉について、安全解析部が開発したTHYDE-Wコードを用いて、その設計原理を吟味した。事故として(1)ポンプトリップ、(2)SG給水トリップ、(3)流量閉塞、(4)ボロン希釈を考えた。外乱の程度が大きい時、ケース(1),(2),(3)では、原子炉は自動的に停止した。ケース(4)では出力レベルのシフトが起った。PIUS炉はスクラム機構なしで、安全が確保されることがわかった。THYDE-WはPIUS炉の安全解析の強力な手段であることがわかった。

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