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J-GLOBAL ID：201402223498429735   整理番号：14A0339211

10MW級多目的研究炉の概念設計のための予備的な事故解析

Preliminary Accident Analysis for a Conceptual Design of a 10MW Multi-purpose Research Reactor

著者 (6件)： PARK Cheol (Japan Atomic Energy Agency, Ibaraki-ken) ,  TANIMOTO Masataka (Japan Atomic Energy Agency, Ibaraki-ken) ,  IMAIZUMI Tomomi (Japan Atomic Energy Agency, Ibaraki-ken) ,  MIYAUCHI Masaru (Japan Atomic Energy Agency, Ibaraki-ken) ,  ITO Masayasu (Japan Atomic Energy Agency, Ibaraki-ken) ,  KAMINAGA Masanori (Japan Atomic Energy Agency, Ibaraki-ken)
資料名： 日本原子力研究開発機構JAEA-Technology(Web)
号： 2012-039  ページ： WEB ONLY  発行年： 2013年01月 
JST資料番号： U0305A  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： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 概念設計の段階にある10MW級の多目的研究炉(MRR)の設計実現性及び安全裕度の評価を行うため,流量喪失事故(LOFA)及び反応度事故(RIAs)に対する予備的な安全事故解析をRELAP5/MOD3コードを用いて実施した。本報告書ではRELAP5/MOD3の入力とモデル化について記述するとともに,これらの解析結果,MRRの概念としては適切な安全裕度を持たせることができる。また,同一事象に対し,研究炉の解析で広く用いられているPARET/ANLコードとEUREKA-2/RRコードを用いた適用性に関する比較評価を実施した。これらの解析における入力データには,各解析コードの入力条件に応じた形でRELAP5/MOD3コードで使用したものと同じ寸法形状,モデリングデータ(解析モデル)を使用した。その結果,これら3つの計算コードはほぼ同等,あるいは同じ傾向を示したが,大きな反応度が投入されたような特定の条件下では多少異なった傾向を示した。(著者抄録)

シソーラス用語： *多目的原子炉 ,  研究用原子炉 ,  *冷却材喪失 ,  *反応度事故 ,  安全解析 ,  *事故分析 ,  計算機コード ,  予備調査 ,  解析モデル ,  概念設計

分類 (2件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H) ,  原子炉のその他への用途・利用  (MD07040K)

引用文献 (27件)：

• T. Imaizumi et.al, Conceptual Design of a Multipurpose Low-Power Research Reactor, JAEA-Technology 2011-031, 2011.
• Safety of research reactors - Safety requirements, IAEA SS No.NS-R-4, IAEA, 2005.
• Safety Evaluation Report related to the evaluation of LEU silicide-aluminum dispersion fuel for use in non-power reactors, NUREG-1313, US NRC, 1988.
• M.Kaminaga et.al, “Improvement of CHF Correlation for Research Reactors using Plate Type Fuel”, Journal of Science and Technology, Vol 35, Dec. 1998.
• RELAP5/MOD3 Code Manual Volume 1 : Code Structure, System Models, and Solution Methods”, Scientech, Inc. , NUREG/CR-5535 (1998).

タイトルに関連する用語 (4件)： 多目的 ,  研究 ,  概念設計 ,  事故解析