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J-GLOBAL ID：201802221584902209   整理番号：18A1639053

高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱の評価

Evaluation of Decay Heatused for Effectiveness Evaluations of Countermeasures against Severe Accidents in the Prototype FBR Monju

著者 (4件)： 宇佐美晋 (日本原子力研究開発機構 もんじゅ運営計画・研究開発セ) ,  岸本安史 (NESI) ,  谷中裕 (日本原子力研究開発機構 もんじゅ運営計画・研究開発セ) ,  前田茂貴 (日本原子力研究開発機構 もんじゅ運営計画・研究開発セ)
資料名： 日本原子力研究開発機構JAEA-Technology(Web)
号： 2018-003  ページ： WEB ONLY  発行年： 2018年07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： 日本語 (JA)

抄録/ポイント： 福島第一原子力発電所の事故を受けて,規制基準の見直しが行われ,重大事故についても防止対策の有効性を評価することが求められるようになった。この重大事故の解析では,最確値に基づく評価が基本とされ,同時に不確かさの影響についても考慮することが要求されている。そこで,高速増殖原型炉もんじゅ(以下,「もんじゅ」という)の重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について,最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し,現実的なプラントの運用方法を反映するとともに,合理的な保守性を有するように評価条件を設定した。「FP崩壊熱」,「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGS90により計算し,「U-239,Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算した。各々の崩壊熱の不確かさは,不確かさ要因の積上げ,「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また,FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について,高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。さらに,燃料組成や運転サイクルに係る崩壊熱評価条件の代表性について検討した。以上の崩壊熱評価手法に基づき,「もんじゅ」の重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱を評価した。(著者抄録)

シソーラス用語： *LMFBR型原子炉 ,  *シビアアクシデント ,  *安全対策 ,  *崩壊熱 ,  評価 ,  核データライブラリー ,  技術 ,  保全 ,  安全基準 ,  構造材料 ,  *混合酸化物燃料 ,  化学組成 ,  運転管理
準シソーラス用語： もんじゅ ,  重大事故 ,  事故防止対策 ,  有効性評価 ,  運用技術 ,  原子炉保守 ,  構造材 ,  MOX燃料 ,  燃料組成 ,  運転サイクル

分類 (3件)： 燃料要素  (MD04030E) ,  液体金属冷却型原子炉  (MD03030X) ,  原子炉安全一般  (MD06010W)

引用文献 (30件)：

• K. Shibata, et al., “JENDL-4.0: A New Library for Nuclear Science and Engineering”, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol.48, No.1, pp.1-30 (2011).
• 井原均, 片倉純一, 中川康雄:「放射性核種の生成・崩壊量、崩壊熱及びγ 線スペクトル計算コード-FPGS90-」, JAERI-Data/Code 95-014 (1995), 216p.
• 「原子炉崩壊熱とその推奨値」, 「原子炉崩壊熱基準」研究専門委員会, 日本原子力学会(1989).
• 「崩壊熱の推奨値とその使用法(「原子炉崩壊熱とその推奨値」別冊)」,「原子炉崩壊熱基準」研究専門委員会, 日本原子力学会(1990).
• “ANSI/ANS-5.1-1994 American National Standard for Decay Heat Power in Light Water Reactors”, American Nuclear Society (1994).

タイトルに関連する用語 (6件)： 高速増殖原型炉 ,  もんじゅ ,  事故防止対策 ,  有効性評価 ,  崩壊熱 ,  評価