高速増殖炉もんじゅ発電所LOPI事象推移評価(Na沸騰現象のデータ拡充)

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 高速増殖炉もんじゅ発電所LOPI事象推移評価(Na沸騰現象のデータ拡充)
• Author/Editor: 早船 浩樹; 岡野 豊明; 菅原 悟
• Author Heading: 早船 浩樹; 岡野 豊明; 菅原 悟
• Publication Date: 1992-05
• Publication Date (W3CDTF): 1992-05
• Alternative Title: Evaluation of a loss of piping integrity event in the prototype LMFBR "MONJU"; Development of sodium boiling data base
• Periodical title: PNC TN9410 92-062
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 高速増殖原型炉「もんじゅ」の「1次主冷却系配管大口径破損事象(Loss of Pipe Integrity;LOPI 以下LOPI事象と略す)」の事象推移について補強するために、ナトリウム沸騰試験によるデータの拡充とそのデータに基づく炉心冷却能力の詳細な解析を行った。プラント過渡応答試験施設(Plant Dynamics Test Loop;PLANDTL)を用いたLOPI事象を模擬した過渡試験、並びに崩壊熱沸騰試験装置を用いた崩壊熱出力レベルでの定常ドライアウト試験により、ナトリウム沸騰試験データベースを拡充するとともに、事象推移を解析するためのコードを検証するためのデータを得た。これらの試験結果の解析を通じて検証したSSC(Super System Code)コード及びSABENAコードを用いて「もんじゅ」のLOPI事象について解析を行い、設置許可申請書の添付書類に記載の炉心冷却能力の解析結果が、事象推移を包絡し、十分な保守性を有することを確認した。; LOF (Loss of flow) transient tests were carried out simulating a LOPI (Loss of Piping Integrity) event in the prototype LMFBR "MONJU" using the PLANDTL (PLANt Dynamics Test Loop) facility in order to accumulate experimental data on thermo-hydraulics in subassemblies with and without sodium boiling under higher heat flux and LOF conditions. In parallel with the experiments, thermo-hydraulic analysis codes of SSC (Super System Code) and SABENA (Subassembly Boiling Evolution Analysis) have been validated through the analysis of above-mentioned LOPI transient experiments. The LOPI transient in prototype LMFBR "MONJU" was analyzed by using validated SSC and SABENA codes. This leads a eonclusion that the previous analysis in the licensing document is conservative from the view point of core cooling.
• Source: /PNC-TN9410-92-062.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-92-062.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 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
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 高速増殖原型炉「もんじゅ」の「1次主冷却系配管大口径破損事象(Loss of Pipe Integrity;LOPI 以下LOPI事象と略す)」の事象推移について補強するために、ナトリウム沸騰試験によるデータの拡充とそのデータに基づく炉心冷却能力の詳細な解析を行った。プラント過渡応答試験施設(Pla...