KUR低濃縮ウランシリサイド燃料炉心の安全解析
Safety Assessment of KUR Low -Enriched Uranium Silieide Core

2010年2月　(February, 2010)
沈秀中、三島嘉一郎、中島健
Xiuzhong Shen, Kaichiro Mishima, Ken Nakajima

目次

要旨（和文）  /p.1

要旨（英文）  /p.2

1. 緒言  /p.3

2. 主な安全解析条件  /p.11

2.1. 解析対象炉心  /p.11

2.2. 初期運転条件  /p.11

2.3. 工学的ホットチャンネル  /p.11

2.4. 安全保護系及び原子炉停止系の特性  /p.16

2.5. 反応度係数  /p.17

2.6. 原子炉冷却材流量分配  /p.17

2.7. 解析に当たって考慮する事項  /p.19

3. 安全解析用計算コードと解析モデル  /p.32

3.1. 研究炉冷却異常解析コードTHYDE-W  /p.32

3.2. 研究炉反応度投入事象解析コードEUREKA-2/RR  /p.47

3.3. 研究炉の定常熱水力計算コードCOOLOD-N2  /p.50

3.4. 5MW定格出力運転時の解析結果  /p.54

4. 制御棒の異常な引抜き  /p.56

4.1. 起動時における制御棒の異常な引抜き  /p.56

4.2. 自然循環運転モードでの制御棒の異常な引抜き  /p.60

4.3. 出力運転中の制御棒の異常な引抜き  /p.61

4.4. 起動時における制御棒の異常な引抜き事象の参考計算  /p.63

5. 冷水導入による反応度付加  /p.83

5.1. 感度計算と過渡変化の解析  /p.83

5.2. 過渡変化の防止対策  /p.86

6. 実験物等による反応度の付加·  /p.95

6.1. 放射孔あるいは照射孔  /p.95

6.2. 感度計算と過渡変化の解析  /p.95

6.3. 過渡変化の防止対策  /p. 99

7. 商用電源喪失

7.1. 感度計算と過渡変化の解析  /p.108

7.2. 過渡変化の防止対策  /p.108

9. ２次冷却水の流量低下  /p.125

9.1. 感動計算と過渡変化の解析  /p.125

9.2. 過渡変化の防止対策  /p.127

10. 燃料誤装荷事故  /p.135

10.1. 感度計算と事故の解析  /p.135

10.2. 事故の防止対策  /p.140

11. 原子炉冷却材ポンプの軸固着事故  /p.151

11.1. 感度計算と事故の解析  /p.151

11.2 事故の防止対策  /p.153

12. 原子炉冷却材の流出事故  /p.159

12.1 感度計算と事故の解析  /p.159

12.2 事故の防止対策  /p.161

13. 炉心流路閉塞事故  /p.169

13.1 感度計算と事故の解析  /p.169

13.2 事故の防止対策  /p.170

14. 事故後の原子炉安全解析  /p.174

14.1. 感度計算と地震解析  /p.174

14.2．過渡変化の防止対策  /p.176

15. 結言  /p.181

謝辞  /p.183

付録A KURの冷却水回路網の構成部品  /p.184

付録B 炉心各流路の軸方向分割と圧力損失の係数の計算  /p.191