稠密BWR型高転換軽水炉の安全解析

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: 稠密BWR型高転換軽水炉の安全解析
• 著者・編者: 大久保 努; 冨合 一夫; 大杉 俊隆
• 著者標目: 大久保 努; 冨合 一夫; 大杉 俊隆
• 出版年月日等: 1993-02
• 出版年（W3CDTF）: 1993-02
• 並列タイトル等: Safety analyses of a high conversion LWR with BWR type tight lattice core
• タイトル（掲載誌）: JAERI-M 93-015
• 本文の言語コード: jpn
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 稠密BWR型高転換軽水炉の炉心冷却特性に関する検討を行う一環として、定常時の限界熱流束特性と代表的なLOCA事象である。高圧注水系配管破断事故並びに給水配管破断事故に関する安全解析を実施した。限界熱流束の評価には、KfKの相関式を用いた。評価結果は、出力比を1.3と仮定した高出力集合体の局所出力比1.2の燃料棒で囲まれた流路に面した燃料棒の最小限界熱流束比が、この集合体の冷却材流量を平均出力集合体の1.2倍にすることにより1.3程度にできることを示した。また、RETRANコードによる両LOCA解析の結果、炉心は問題なく十分に冷却された状態に保たれ、燃料集合体出力比1.3および局所出力比1.2を仮定した場合の炉心の最高温度は、より厳しい結果を与えた高圧注水系配管破断事故の場合で、事故直後に670$^{\circ}$C程度になるものの、事故開始後20秒以降には300$^{\circ}$C以下に保たれることが示された。
• 一次資料へのリンクURL: /JAERI-M-93-015.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-M-93-015.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: 稠密BWR型高転換軽水炉の炉心冷却特性に関する検討を行う一環として、定常時の限界熱流束特性と代表的なLOCA事象である。高圧注水系配管破断事故並びに給水配管破断事故に関する安全解析を実施した。限界熱流束の評価には、KfKの相関式を用いた。評価結果は、出力比を1.3と仮定した高出力集合体の局所出力比1...