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新谷 文将; 寺前 哲也*; 落合 政昭
Proc. of Post-SMiRT14 Int. Seminar 18, p.E1.26 - E1.32, 1997/00
原研では、安全性の大幅に向上した原子炉概念を創出することを主な目的として、受動的安全炉JPSR概念の設計研究を実施している。この概念の主な特徴のひとつが受動的安全系の採用である。本報では本概念の安全性を確認するために過渡熱水力解析コードRETRAN-02とREFLA/TRACコードを用いて実施した事故解析の結果について報告する。受動的安全系は、事故をLOCAと非LOCAに分類して、それぞれに対応できるように設計されている。それぞれの代表事例として破断面積がコールドレグ流路面積の200%から5%までのLOCA事象と、完全除熱喪失事象及び主蒸気管破断事故の解析を実施した。解析の結果、受動的安全系のみで、これらの事象に対して安全性を保てることが示された。
前田 充; 藤根 幸雄; 矢野 肇*; 山上 純夫*
Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.78 - 80, 1992/11
運転時の異常な過渡変化事象の解析に利用するため、新しい抽出工程過渡事象解析コードSAFEの整備を行った。本コードの主な特徴は、現実的評価を可能とする精密なモデルを採用すると共に、パルスカラムとミキサセトラなど型式の異なる抽出器を複数組み合わせた抽出システムにおける工程状態の動的変化を解析する機能にある。解析可能な状態量は、抽出器内における濃度分布、流動状態分布及び温度分布である。パルスカラムのモデルについては、工学規模の環状バッフルプレートカラムによる流動特性試験の結果を利用した。また、同装置で得られた異常及び過渡時における流動及び抽出特徴の試験結果と計算結果とを比較することによりコード機能の検証を行った。計算結果と試験結果は良い一致を示し、改良が必要だが、SAFEコードが複雑な過渡時抽出挙動を正確に予測できる高い可能性を有することを確認した。