BWRの核熱水力安定性評価基準(P007:2007) (0804)

0804
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内容紹介

沸騰水型原子力発電プラント(BWRプラント)の炉心では,冷却材は水?蒸気の二相流となって炉心で発生する熱を除去していますが,この二相流には質量,ボイド率,圧力損失間のフィードバックに基づく熱水力的振動,いわゆる密度波振動の可能性があることが知られています。 また,ボイド率や燃料温度の変化を通しての核的な反応度フィードバック効果も存在します。 このようにBWRは二相流熱水力特性と核的特性及び再循環流路の動特性が複雑に絡み合ったフィードバック系を構成しているため,条件によっては中性子束が持続的に大きく振動する不安定状態になる可能性があります。 この核熱水力不安定事象については,BWRの開発初期から研究が進められており,実用炉や実験設備等で観測・検証が行われた結果,その発生メカニズムに関する理解も深まっており,核熱水力安定性について,その振動系における減衰特性を適切に評価する手法が開発されています。 また,核熱水力不安定事象は,通常運転時より炉心流量は少ないものの,原子炉出力自体も低い領域で発生し,燃料にかかる負荷は通常運転時と比較して大きなものではないため,燃料健全性に与える影響は小さく,事実,過去に発生した核熱水力不安定事象においても,事象収束後の燃料の健全性に影響は見られていません。 そのため,無制限に振動を持続させなければ,振動が発生しても燃料健全性に関する問題はないと考えられています。 よって,BWRプラントを,安全性を確保し,安定した出力で運転するためには,核熱水力反応度フィードバックによる中性子束振動が成長・持続しないように,十分な減衰特性を持つか,又は不安定振動を制御し得るように原子炉を設計することが必要になります。 BWRの核熱水力安定性評価基準:2007は,(社)日本原子力学会が標準委員会発電炉専門部会BWR核熱水力安定性評価分科会,同専門部会,同委員会での審議を経て制定したもので,これまでに得られた知見に基づき,BWRにおいて不安定振動が発生しないように十分な減衰特性を持たせて原子炉を設計する場合の,核熱水力安定性判断基準及び解析手法を規定したものです。AESJ-SC-P007:2007には,次に示す附属書があります。

登録情報

  • 発行年 : 2009
  • 版型頁数 : A4/92
  • 重量(g) : 260
  • ISBN : 978-4-89047-317-5
  • 担当部会 : BWR核熱水力安定性評価分科会