第9章　大洗工学センターにおけるATR研究開発

第 9 章

中小破断事故の評価が求められたが、様々な試験の経験を通じてその重要性をすでに認識し、検討評価を進めていたので、適切に対応できた20）。 　「ふげん」の安全審査のための研究開発は、実験データ等に含まれる不確かさを考慮して、安全裕度をもって、実際の現象より厳しく評価する安全評価法の開発に重点を置いた。「ふげん」の安全審査後は、実験精度の向上、解析モデルの改良等により、最適評価コードの開発に重点を置くとともに、ATR実証炉の合理化設計において、ECCSの過剰な設計裕度を削減した。 　チェルノブイリ事故に際しては、DCA、 HTLで開発した炉心核熱解析とともに、プラントを体系的に解析し、事故の原因、事故状態の推定について、原子力安全委員会の調査に寄与した21），22），23）。 　以上に述べたように、A安では、ATRの安全性に関して、HTLにおける研究とともに、ATRの定常運転時、異常時及び事故時の熱流動に関する現象解明と解析コードの開発を完成させた24）。A安における研究開発は、実証炉の建設中止に伴い、平成9（1997）年に終了し、28年にわた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 大洗工学センター安全工学部：“新型転換炉（ATR）の研究開発　安全性研究開発”、動燃技報No.73、　PNC TN1340 90─001（1990）, p.149〜162、（1990） 2）徳満、他：“公開特許公報”、昭48-153、（1973） 3）望月：“ATRの安全研究”、新型転換炉技術報告会予稿集、PNC TN1410 91-095（1991）、p.49〜63、（1991） 4）速水、菅原、他：“ATR熱流動解析”、日本原子力学会誌、31、12（1989）、p.1343-1353、（1989） 5）N. Kawamata, et al.: "Effect of Flow Blockage on Reflooding Behavior in Pressure Tube Type Reactor", CSNI Specialist Meeting on the Behavior of Water Reactor Fuel Elements under Accident Conditions, PNC TN941 76-83,（1976） 6）Y. Hayamizu, et al.: "Water -hammer due to Shut-down of the Check Valve in a Down-comer Break Accident", JUICE Meeting, PNC TN941 74-52,（1974） 7）徳満、他：“ATR安全性実験蒸気凝縮試験”、PNC TN941 73-58、（1973） 8）Y. Hayamizu, et al.: "Experimental Studies of Dynamic Forces Caused by Pipe Rupture", JUICE Meeting, PNC TN341 74-15,（1974） 9）Y. Hayamizu, et al.: "Proc. CSNI Workshop on Reactor Computer Program Experience",（1980） 10）望月、速水：“圧力管における低流量熱水力モデルの開発”、

日本機械学会第68回通常総会講演論文集、1314、vol. 8、p.424-426、（1991） 11）H. Mochizuki, Y. Hayamizu : "Reflooding Phenomena during ECCS Operation", Proceedings of 9th Annual Conference of CNS, p.83-88,（1988） 12）H. Mochizuki, Y. Hirao: "Development of ATR Type Steam Separator Performance Analysis Code and Its Validation", J. of Nuclear Science and Technology, 28,12（1991）, p.1078-1089, ibid. 30,10（1993）, p.1059-1070, and ibid. 31,8（1994）, p.782-795 13）Y. Hayamizu, et al.: "Proc. of the 8th CNS Conference",（1987） 14）望月：“FATRACコードによる「ふげん」動特性解析”、動燃技報No.79（1991）、p.22-33、（1991） 15）H. Mochizuki, Y. Hayamizu : "Development of Transient Analysis Code for Primary Cooling System Coupled with Reactor Auxiliary Cooling Systems", Proceedings of 3rd International Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, A3-65-A3-72,（1988） 16）Y. Morishita, et al.: "Development of Leak Detection System Using High Temperature-Resistant Microphones", J. of Nuclear Science and Technology, 32 3 （1995）, p.237-244,（1995） 17）H. Mochizuki, M. Koike, et al.: : "Core coolability of an ATR by heavy water moderator in situations beyond design basis accidents", Nuclear Engineering and Design, 144, p.293-303,（1993） 18）H. Mochizuki, M. A. Quaiyum: "Contact Conductance between Cladding/Pressure Tube and Pressure Tube/Calandria Tube of Advanced Thermal Reactor（ATR）", J. of Nuclear Science and Technology, 31 7, p.726-734,（1994） 19）T. Kitahara: "R & D Activities Related to ATR Safety", Int. Symposium on Nuclear Safety-Water Reactor Regulation and Safety, -4,（1987） 20）“軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針”、1981年7月20日　原子力安全委員会決定、（1988.5.19）、（1990.8.30）、（1992.6.11）各一部改訂 21）若林、他：“チェルノブイル原子力発電所事故解析　核・熱特性および事故再現性解析”、日本原子力学会誌、28, 12, p.1153-1164、（1986） 22）T. Wakabayashi, et al.: "Analysis of the Chernobyl Reactor Accident（）", "ibid.（）", Nuclear Engineering and Design, 103,（1987）, p.151-164 and p.106 p.163-178,（1988） 23）M. Ishikawa, et al.: "An Examination of the Accident Scenario in the Chernobyl Nuclear Power Station", Nuclear Safety, 28, 4, p.448-454,（1987） 24）動力炉･核燃料開発事業団：“ATR安全評価手法”、PNC TN1410 97-031、（1997）

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