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J-GLOBAL ID：201602010729301097   整理番号：71A0058052

軽水動力炉の動特性解析(核熱水力結合動特性解析コードEUREKAによる解析)

著者 (6件)： 石川みち夫 ,  上林有一郎 ,  竹内栄次 ,  大西信秋 ,  八田洋 ,  久家やす史
資料名： 日本原子力研究所JAERIレポート
号： 1201  ページ： 57p  発行年： 1971年 
JST資料番号： F0533A  CODEN： NIPEA   資料種別： 技術報告 (T)
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： 軽水型動力炉(PWR,BWR)についての,事故につながるような急激な過渡現象の解析を,核熱水力結合動特性解析コードEUREKAを用いてパラメトリックに行ない,実験と対比させることによって,出力,冷却材温度,流量およびボイドなどが持つ過渡出力への影響を整理し解明した。EUREKAコードによるSPERT-III・E型炉心の解析結果は,実験結果と実験誤差の範囲内で極めてよく一致し,EUREKAコードの妥当性が明確となった。同時に,断熱点状動特性モデルによる解析との比較を行ない,熱的フィードバックの持つ効果が過渡出力変化におよぼす影響を明確にした。これらの解析結果から熱的フィードバックの持つ効果の重要性が示されたので,冷却材温度,炉出力,冷却材流速,温度係数,出力分布および熱伝達係数など熱的フィードバックに大きな影響を与える因子についての解析をパラメトリックに行ない,これらの過渡出力におよぼす挙動を明らかにした。BWRの解析は,我が国における最初の実用規模の軽水動力炉である敦賀発電炉の制御棒落下事故について行なった。解析結果はGE社の安全解析結果と比較的よく一致すると共に,ボイド体積比の大きい解析においても,数値解法上の不安定性は現われず,EUREKAコードの多様性が示された。その他,冷却材流量変化(ポンプトリップ事故)および冷却材入口温度変化(冷水事故)についての解析も,実験結果との対比はできないが,充分納得のいくものであることが示された;写図79表13参7

シソーラス用語： データ ,  ボイド ,  温度 ,  原子炉事故 ,  原子炉動力学
準シソーラス用語： E-コード ,  過渡 ,  計算機計算 ,  水減速炉 ,  水冷却 ,  水冷却炉 ,  測定値 ,  動力

タイトルに関連する用語 (6件)： 水動力 ,  動特性 ,  解析 ,  核 ,  水力 ,  解析コード