Published December 1986 | Version v1
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Analysis of Chernobyl reactor accident. Nuclear and thermal hydraulic-characteristics and follow-up calculation of accident

Creators

  • 1. Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corp., Tokyo (Japan)

Description

The accident at the 4th unit of Chernobyl Nuclear Power Station was analyzed by using an integrated analysis codes system developed for the design of Advanced Thermal Reactor(ATR) in Japan, a heavy water moderated pressure tube type reactor. The computer programs, and analytical models in the codes system have been verified by experiment analyses carried out at O-arai Engineering Center and "FUGEN" power plant of Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corp., a demonstration plant of ATR. The calculation condition for the resented Chernobyl accident were based on plant specifications and operating history of the Chernobyl power station described in the accident report and some references published hydraulic characteristics of the Chernobyl reactor were calculated, and used as input condition to the subsequent calculations of the plant behavior on the sequence of events during the accident. The analytical results agreed well with the data designed in the official report by Soviet Union with respect to the reactivity coefficients and over all plant behavior during the transient. (author)

Availability note (English)

Available from DOI: https://doi.org/10.3327/jaesj.28.1153

Abstract (Japanese)

1986年4月26日に発生したチェルノブイリ原子力発電所第4号炉(黒鉛減速圧力管型)の事故事象の究明を目的として、事故発生時点における同原子炉の核特性、熱特性、プラント特性、さらに出力異常上昇に至るまでのプラント内および炉心内熱流動挙動を解析した。動燃事業団は重水減速圧力管型原子炉(ATR)の開発を進めており、原型炉「ふげん」を建設して1979年以来運転してきた。ATR炉心の核特性および熱特性については、動燃・大洗工学センターにおいて、圧力管型炉心を持つ重水臨界実験装置による実験、14MW大型熱ループによるバーンアウト試験によって、圧力管型炉の評価モデル、解析コードを開発して検証を行い、さらに「ふげん」の運転データにより燃焼特性も含めた解析精度の向上を図っている。また、冷却材喪失事故時の炉心冷却性については、圧力管型原子炉冷却系を模擬した試験装置を用いた試験により解析モデル、解析コードの開発と検証を行なった。ATRは減速材が重水であるために、核特性は黒鉛減速圧力管型と異なるが、圧力管型炉としての体系が類似しているので、動燃事業団がATR用に開発してきた解析手法をチェルノブイリ炉の核熱特性解析に適用して解析し、これらの解析結果をソ連が発表した特性と比較した。次に、解析で求めた炉心特性に基づいて事故再現性解析を行なって、ソ連が8月25∼29日にIAEAで報告した事故時プラント挙動と比較した。以上の解析により、チェルノブイリ原子力発電所事故の原因と事故防止策の検討に必要な核熱水力特性、プラント特性を得るとともに、解析モデル、解析コードの適用性を評価した。なお、本解析で用いたデータはソ連公開文献およびIAEAにおける事故報告書に基づいて作成した。(著者)

Additional details

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Original title (Japanese)
チェルノブイリ原子力発電所事故解析.核・熱特性および事故再現性解析

Identifiers

DOI
10.3327/jaesj.28.1153;

Publishing Information

Journal Title
Nippon Genshiryoku Gakkai-Shi
Journal Volume
28
Journal Issue
12
Journal Page Range
p. 1153-1164
ISSN
0004-7120
CODEN
NGEGAL

INIS

Country of Publication
Japan
Country of Input or Organization
Japan
INIS RN
54003946
Subject category
S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
Descriptors DEI
A CODES; ATR REACTOR; C CODES; CHERNOBYLSK-4 REACTOR; F CODES; GRAPHITE; H CODES; HYDRAULICS; REACTIVITY COEFFICIENTS; REACTOR ACCIDENTS; T CODES; THERMODYNAMICS; TRANSIENTS; W CODES
Descriptors DEC
ACCIDENTS; CARBON; COMPUTER CODES; ELEMENTS; ENRICHED URANIUM REACTORS; FLUID MECHANICS; GRAPHITE MODERATED REACTORS; IRRADIATION REACTORS; LWGR TYPE REACTORS; MATERIALS TESTING REACTORS; MECHANICS; MINERALS; NONMETALS; POWER REACTORS; REACTORS; RESEARCH AND TEST REACTORS; TANK TYPE REACTORS; TEST FACILITIES; TEST REACTORS; THERMAL REACTORS; WATER COOLED REACTORS; WATER MODERATED REACTORS

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Notes
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