ご意見の受付
受付期間 : 2005年07月11日 〜 2005年09月12日ご意見の受付は終了しました。
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概要
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。このため，ＢＷＲプラントの安全性を確保し，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。この標準は，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。主な内容は以下の通りです。適用範囲，定義，核熱水力安定性の判断基準，核熱水力安定性解析手法（基本モデル，安定性減幅比解析手法），安定性解析に求められる保守性，核熱水力安定性解析コードによる安定性評価，本基準を安全設計に適用する場合の考え方，運転上の設計基準について他現在公開しておりません。ご意見はありませんでした。
