原子力船「むつ」原子炉の過渡変化解析; 運転時の異常な過渡変化及び事故に係る解析

Safety Analysis on the Operational Transients and some Accidents of MUTSU Reactor

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原研安全解析部原子炉データ解析室で実施された、原子力船「むつ」原子炉の過渡変化解析(安全評価解析)の結果について記述したものであり、日本原子力船開発事業団の了承を得て発表するものである。解析項目は、「1次冷却材流量の部分喪失」他計8項目で、そのほとんどは、いわゆるOperational Transientに属するものである。解析の目的は「むつ」原子炉の安全性を証明すると同時にRETRANその他のコードによる軽水炉過渡解析上の手法を確立することである。TMI事故以来、原子力プラントの各種過渡解析の重要性が認識されているが、本解析を通じて少なくともPWRに関する解析手法上有用な知見が得られた。解析結果によれば、8項目の過渡変化においては1次系圧力は139.4kg/cm $^{2}$ G以下、また最小DNBRは2.06以上で安全評価上の基準値に対して十分な余裕のあることが示された。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-M 9398
ページ数	:	147 Pages
発行年月	:	1981/03
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-9398.pdf:3.1MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-9398
キーワード	:	Operational Transient; Safety Analysis; Light Water Reactor; RETRAN; Control System
使用施設	:
広報プレスリリース	:
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他機関報告書番号	:

Access	:	- Accesses
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登録番号 : M009398
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