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J-GLOBAL ID：201102278550834535   整理番号：11A1130745

自然循環BWR安定性に関する最適評価コードTRACEの適用性

著者 (3件)： 古谷正裕 (電力中研) ,  植田伸幸 (電力中研) ,  西義久 (電力中研)
資料名： 電力中央研究所原子力技術研究所研究報告  (CRIEPI Report. L (Central Research Institute of Electric Power Industry))
号： L10005  ページ： 19P  発行年： 2011年06月 
JST資料番号： L2958B  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： 日本 (JPN)  言語： 日本語 (JA)

抄録/ポイント： 日本の原子力プラントの安全評価は,保守的な安全評価から最適評価解析と統計的安全評価を組み合わせた手法が導入される予定である。軽水炉プラント動特性の最適評価解析としてTRACEコードがあるが,流動不安定現象について検証がなされてない。本報では,BWRを対象に最適評価コードTRACEを用いて,出力一定の熱流動安定性や沸騰二相流の適用性を明らかにした。試験設備SIRIUS-Nを模擬した解析体系を作成し,圧力範囲1MPa~7.2MPaでTRACEコードを用いて,最適な時間・空間刻みを選定して1万点を越える解析を行った。結果は,1MPaでの自然循環流量と安定境界は実験と定性的に一致した。圧力が7.2MPaへと増大するにつれ,実験で観測された不安定現象が,解析ではより安定になった。解析では自然循環流量を最大約2割大きく予測していることから,高圧における二相流摩擦損失が小さく評価されていることが原因と考えられる。

シソーラス用語： *BWR型原子炉 ,  二相流 ,  *安全評価 ,  計算機コード ,  熱流力特性 ,  沸騰 ,  自然循環 ,  損失 ,  不安定性 ,  摩擦損失
準シソーラス用語： *TRACE ,  *解析コード ,  *確率論的安全評価 ,  *統計的安全評価 ,  *流動不安定性 ,  流動沸騰

分類 (2件)： 水冷却型原子炉  (MD03010B) ,  原子炉動特性  (MD02020F)

引用文献 (21件)：

• [1]日本原子力学会(編)日本原子力学会基準統計的安全評価の実施基準:2008,第AESJ- SC-SOO1:2008巻,社団法人日本原子力学会 (2009).
• [2] Borkowski, J. A., Wade, N. L., Giles, M. M., Rouhani, S. Z., Shumway, R. W., Singer, G. L., Taylor, D. D. and Weaver, W. L., "TRAC-BF1/MOD1: An advanced best-estimate computer pro-gram for BWR accident analysis, model description. volume 1", NUREG/CR-4356-vol.1, Nuclear Regulatory Commission, Washington DC, USA (1992).
• [3] Borkowski, J. A., Wade, N. L., Rouhani, S. Z., Shumway, R. W., Weaver, W., Rettig, W. and Kullberg; C., "TRAC-BF1/MOD1 models and cor-relations", NUREG/CR-4391, Nuclear Regulatory Commission, Washington DC, USA (1992).
• [4]古谷,原,溝上,「流量急減事象におけるBWR炉内流動応答」,電中研報告, LO7006 (2008).
• [5] Spore, J. W., Jolly-Woodruff, S., Knight, T., Lin, J.-C., Nelson, R., Pasamehmetoglu, K., Steinke, R. and Unal, C., " TRAC-PF1/MOD2", NUREG/CR-5673, 1 The-ory Manual, LA-12031-M (1993).

タイトルに関連する用語 (5件)： 自然循環 ,  BWR ,  安定性 ,  評価 ,  適用性