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J-GLOBAL ID：201402298094899533   整理番号：14A0833206

MAAP5.01及びMELCOR2.1を用いた軽水炉代表プラントの過酷事故解析-BWR-5/Mark-II改良型プラントの全交流電源喪失解析の比較-

著者 (4件)： 西村聡 (電力中研) ,  日渡良爾 (電力中研) ,  古谷正裕 (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： L13006  ページ： 37P  発行年： 2014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： 2011年3月に福島第一原発で東日本大震災に起因した全交流電源喪失が継続し,炉心溶融により放射性物質が外部流出する過酷事故(SA)が発生した。これを受け,原子力規制委員会は2013年に新規制基準を策定した。SA対策検討には,事象の進展予測とその定量評価が重要となる。事象の発生タイミングやプラントの過渡反応は,使用するSA解析コードの設計方針の違いや物理現象のモデル化の差が大きく影響する。本文は,「電源喪失:TBU」シーケンスの発生を想定し,SA解析コードMAAP5.01及びMELCOR2.1を用いた解析を行い,事故時挙動の予測結果に影響を及ぼす両コードの解析モデルの違いを明らかにした。

シソーラス用語： *軽水型原子炉 ,  *シビアアクシデント ,  交流電源 ,  *安全解析 ,  炉心溶融 ,  *計算機コード ,  モデリング ,  *解析モデル ,  停電 ,  *事故分析
準シソーラス用語： *解析コード ,  電源喪質

分類 (2件)： 水冷却型原子炉  (MD03010B) ,  水冷却炉の安全性  (MD06020H)

引用文献 (17件)：

• 内藤、「我が国における軽水炉シビアアクシデント評価技術の今後」、日本原子力学会2012春の年会、熱流動部会・計算科学技術部会合同企画セッション、p.8、2012.
• 「アクシデントマネジメント知識ベース整備に関する報告書=データベース(BWR)=」、原子力安全基盤機構、JNES-SAE06-080、pp.2-1~2-5、2008.
• M. T. Leonard, et al., “A Direct Comparison of MELCOR1.8.3 and MAAP4 Results for Several PWR & BWR Accident Sequences,” International Topical Meeting on PSA, Park City, UT, USA, 1996.
• K. Ahn and D.H. Kim, “A State-of-the-art Review of the Reactor Lower Head Models Employed in Three Representative U.S. Severe Accident Codes,” Progress in Nuclear Energy, Vol. 42, No. 3, pp. 361-382, 2003.
• “MAAP5 Modular Accident Analysis Program for LWR Power Plants User's Manual,” EPRI, Palo Alto, CA:2008-2011.

タイトルに関連する用語 (5件)： 軽水炉 ,  プラント ,  過酷事故 ,  解析 ,  全交流電源喪失