第9章　大洗工学センターにおけるATR研究開発

第 9 章

る研究活動を終結した。 参考文献 1）動力炉･核燃料開発事業団　大洗工学センター：“動力炉の実用化をめざして―大洗工学センター20年の研究開発”、（1990） 2）小堀哲雄：“大洗工学センターにおける伝熱流動試験研究の成果、第6回動燃報告と講演の会予稿集、p.56─69、（1973） 3）動力炉･核燃料開発事業団：“「ふげん｣の開発をたどる大洗工学センターにおける研究開発の足跡　｢大型熱ループ試験（HTL）｣”、p.111─160 4）小幡立人、他：“大型バーンアウト試験装置（HTL）のバーンアウト検出系の特性”、日本原子力学会年会要旨集（1）、p329, F39、（1971） 5）小幡立人、他：“バーンアウト発生位置検出器の開発”、日本原子力学会年会要旨集（1）、p207 E25、（1974） 6）T. Kobori, et a1.："Application of Needle Contact Probe to Blow−down Test", CSNI Specialist Meeting on Transient Two−phase Flow,（1978） 7）川田章広、他：“ベンチュリ型クォリティメータの特性について”、日本原子力学会年会要旨集（1）、p212 E30、（1974） 8）小堀哲雄：“14MW熱ループによる実験研究―実物大模擬燃料によるバーンアウト熱流束の測定”、日本機械学会誌、第78巻 第682号、p.811─818、（1975） 9）福田研二、他：“炉外バーンアウト実験の模擬性の解析（電磁場の影響について）”、1972年 日本原子力学会年会要旨集、 （1972）、 C18 p90の分科会予稿集（1）、 p.7　A7、（1977） 10）T. Kobori, et al.："Effect of the Geometrical Factor on Critical Heat Flux in a Full Scale Rod Bundle", Fifth All−Union Conference, p.142─147,（1976） 11）中島一郎、他：“燃料被覆管のバルーニングに関する熱的解析”、日本原子力学会年会要旨集（1）、p141 C35、（1975） 12）S. Sugawara, et al.："Analysis of Coolant Flow Distribution in FUGEN Reactor Core", ANS/ASME Specialist Meeting,（1980） 13）矢田悠、他："A Clamp−on Ultrasonic Flow Meter for High Temperature Fluids in Small Conduits", ISA Preprint（Flow '81）Vol. 2, p.549−557,（1981） 14）小堀哲雄、他：“ATR確率論的熱設計手法の開発（） 全体の構成と概要”、同上p52, A51、（1979） 15）動力炉･核燃料開発事業団：“ATR熱水力設計手法”、PNC TN1410 97─034,（1997） 16）I. Nakajima, et al.："A Study of Rod Bowing Effect on Critical Heat Flux", Nocl. Engng & Design 42, p.237─245,（1977） 17）浅田隆、他：“流量が急減した場合のドライアウト”、日本機械学会創立80周年記念学術講演会講演論文集、p.43─45、（1977） 18）K.Fukuda, et al.："Two−Phase Flow Instability in Parallel Channels", Intn.Heat Transfer Conf. FB−17,（1978） 19）K.Fukuda, et al.："Classification of Tow−Phase Flow Instability by Density Wave Oscillation Model", Journal of Nuclear Sci.& Tech. 16〔2〕, p.95─108,（1979）

20）福田研二、他：“並列流路内を流れる強制循環の安定性について”、第14回日本伝熱シンポジウム講演論文集、p.307─309　C213、（1977） 9.5 　安全性実験と安全解析コードの開発 （1）はじめに 　大洗工学センターにおけるATR安全研究は、「ふげん」の冷却材喪失事故並びに非常用炉心冷却系に関して、以下の課題に重点をおいて開始された。 冷却材喪失事故時の熱流動現象の解明 非常用炉心冷却系の冷却性能の実証 安全防護機器の機能・性能の実証 安全解析コードの開発 　新型転換炉「ふげん」の原子炉冷却系は、沸騰軽水冷却型であるため、冷却材喪失事故（LOCA）時の熱流動現象の解明及び非常用炉心冷却系（ECCS）の冷却性能の評価に、軽水炉の研究開発で得られた知識、経験を広く活かすことができる。しかし、圧力管型原子炉としての構造上の相違から、以下のような軽水炉にはない特徴を持っている。 （）燃料集合体を内蔵する圧力管及び上昇管・入口管の配管が、独立した多数のチャンネルで構成されている。 （）原子炉冷却系が、蒸気ドラムと下部ヘッダーの2つの大きな容器とそれをつなぐ配管で構成されている。 （）蒸気ドラムは、冷却材の約40％を保有し、気水分離器を内蔵している。 （）冷却材喪失事故時に動作する逆止弁が、下部ヘッダー入口部に設置されている。 　したがって、これら圧力管型炉特有の構造が、LOCA時の現象に及ぼす影響の解明に重点を置いて実規模試験を行い、その結果に基づいて、安全解析コードを開発し、「ふげん」の安全審査資料の作成に反映させた。 　また、「ふげん」用に開発された、主蒸気隔離弁等の安全防護機器に関する事故時の特性確認試験を行い、設計の妥当性の確認と性能向上に反映させた。 　その後、異常の早期検出・拡大阻止の観点から、多数の管群を形成する入口管を対象として、応答性にすぐれた音響式漏洩検出器の開発を行った。 　ATRは、軽水炉と同様、それぞれ、LOCA時のECCSによる熱除去及び、過出力時の原子炉停止系による原子炉スクラムが確実に機能し、シビアアクシデントの発生を防止するよう設計されている。し

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