平成5年度大型高速炉設計研究; 成果報告会資料集

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: 平成5年度大型高速炉設計研究; 成果報告会資料集
• 著者・編者: 林 秀行; 永沼 正行; 石川 真; 一宮 正和; 中大路 道彦; 向坊 隆一
• 著者標目: 林 秀行; 永沼 正行; 石川 真; 一宮 正和; 中大路 道彦; 向坊 隆一
• 出版年月日等: 1994-06
• 出版年（W3CDTF）: 1994-06
• 並列タイトル等: None
• タイトル（掲載誌）: PNC TN9440 94-014
• 本文の言語コード: jpn
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 平成5年度の大型高速炉設計研究は、前年度までに検討したMOX炉心による130万kWe級大型プラントの設計研究成果を更に発展させ、FBRが多数基稼働する実用炉時代に重要となるプラント固有の安全性強化を重点とした検討を実施した。設計研究では、流量喪失型事象に重点をおいて受動的安全性の抜本的強化を図るものとし、ULOF事象(流量喪失スクラム失敗事象)を想定してもノミナル評価では冷却材沸騰を防止できることを目標とした。この目標を達成するため、炉心設計ではドップラー係数を拡大したスペクトルシフト型窒化物燃料炉心を採用し、プラント設計では、ULOF事象を考慮した原子炉出入口温度条件とこれに対する最適なヒートバランスを選定すると共に、冷却系主要機器のサイジングを行い、また、主ポンプ流量半減時間延長のためのポンプ等冷却系機器設計の具体化と過渡事象時の冷熱過渡に対する構造健全性の検討等を実施した。本報告は、平成6年6月3日に開催した「平成5年度大型炉設計研究報告会」の発表要旨と使用したOHP原稿及び報告会における主要な質疑応答を「業務報告書」の位置付けで速報的に作成したものである。; None
• 一次資料へのリンクURL: /PNC-TN9440-94-014.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9440-94-014.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: 限定公開
• 連携機関・データベース: 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• 提供元機関・データベース: 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• 要約等: 平成5年度の大型高速炉設計研究は、前年度までに検討したMOX炉心による130万kWe級大型プラントの設計研究成果を更に発展させ、FBRが多数基稼働する実用炉時代に重要となるプラント固有の安全性強化を重点とした検討を実施した。設計研究では、流量喪失型事象に重点をおいて受動的安全性の抜本的強化を図るもの...