Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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。
新藤 雅美; 岡本 太志*; 國富 一彦; 藤田 茂樹; 沢 和弘
Nucl. Eng. Des., 132, p.39 - 45, 1991/00
被引用回数：5 パーセンタイル：53.07(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の設計の妥当性を確認するために、固有の安全性及び設計を考慮して種々の安全評価を行ってきた。その結果、HTTR原子炉施設は以下の様に設計されていることが示された。(1)運転中の機器等の故障に対して燃料及び原子炉冷却機圧力バウンダリの健全性は維持される。(2)原子炉冷却機圧力バウンダリ破損事故、反応度投入事故等を含む事故の影響は拡大しない。(3)事故時の放射性物質の放出は十分抑制される。
中村 秀夫; 田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男
JAERI-M 89-130, 127 Pages, 1989/09
本報は、BWR外部電源喪失事故を模擬したROSA-III実験Run971で得られたすべての実験データを集録し、まとめたものである。RUN971では、事故発生後6秒でタービントリップの為スクラムが生じると仮定された。更に、HPCSが不作動と仮定された。自動減圧系(ADS)作動後、ADSからの冷却材放出により炉心の上半分が蒸気中に露出した。しかし、その後、LPCSにより炉心は冠水し、低圧系ECCSの炉心冷却の有効性が確かめられた。
LOCA研究委員会; LOFT専門部会; 小泉 安郎; 内田 秀雄*; 桂木 学
日本原子力学会誌, 26(5), p.375 - 383, 1984/00
熱出力50MWの加圧水型実験用原子炉(LOFT炉)を用い、冷却材喪失事故及び異常過渡に関する研究を行って来た米国NRC主催の国際プログラムであるLOFT計画は、昭和57年に大きな成果をあげ幕を閉じた。日本原子力研究所は、昭和51年以来、同計画に参加してきた。本稿は、同計画への参加を通じて得た成果をまとめたものである。
田坂 完二; 田中 貢; 伊藤 秀雄; 片多 勝男*; 渡辺 憲次*; C.P.Fineman*; D.R.Bosley*; 斯波 正誼
JAERI-M 9849, 67 Pages, 1981/12
TMI-2号炉事故を契機として軽水炉の安全性研究計画が見宿され、小口径配管破断冷却材喪失事故(SBLOCA)および異常過渡事象に関する研究の重要性が指摘された。これを受けて、日本原子力研究所ではROSA-IV計画を開始し、現在分離効果実験用のTRTF(Two-Phase Test Facility)の建設ならびにシステム効果実験用LSTF(Large Scale Test Facility)の設計を行っている。本報告書はLSTFの設計方針とその主要仕様を紹介したものである。
江崎 正弘; 小沢 保*; 三竹 晋
JAERI-M 8292, 80 Pages, 1979/06
多目的高温ガス実験炉を含む高温ガス冷却炉の炉心を解析対象とした炉心動特性解析プログラムSCOTCHの報告ならびにユーザ・マニュアルである。本プログラムは多チャンネル模擬の流動ならびに温度特性と中性子エネルギ2群の径方向1次元原子炉動特性を結合したSCOTCH-RXサブ・プログラムおよび軸方向1次元の原子炉動特性を結合したSCOTCH-AXサブ・プログラムでなりたつ。このプログラム・ステップ数(カード枚数)は約8,000(枚)であり、必要とする計算記憶容量は約102kilo-wordsである。
江崎 正弘; 三竹 晋; 石黒 興和*; 伊藤 勝*; 小沢 保*; 高谷 純一*
JAERI-M 6893, 119 Pages, 1977/01
多目的高温ガス実験炉の安全保護系の特性を、平常運転時のプラント保護ならびに事故状態における原子炉保護の観点から、第1次概念設案に基づいて解析・評価した結果を述べたものである。本設計研究の内容は、既存の既存の基・指針に基づく安全保護計画の策定及び保護緒元の立案、原子炉特性の解析による平常運転時での運転保護方案の明確化、並びに事故状態における原子炉保護系の機能評価などを含み、それ等の結果より実験炉設計で考慮すべき事項を示している。この安全保護系の機能評価により、想定される事故事象に適した保護シーケンスが明らかとなるとともに、今後のプラントのシステム改良点、(1)補助冷却系の容量の変更、並びに(2)中間ループ(2次)系への容量10%程度のポニー・モータの設置などが判明した。
