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熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男
JAERI-M 91-167, 293 Pages, 1991/10
本報は、BWRの体積比1/424のスケール模型であるROSA-III装置において実施した3つの再循環ポンプ吸込ライン200%両端破断実験RUN902,905及び924の実験データを示している。これらの3実験は、既報の2実験(RUN926及び901)とともに、この破断形状における炉心冷却性能に関するECCS故障モードの効果を調べる一連の5実験の一部をなしている。これらの5実験の結果も本報では、比較されている。RUN902,924及び926は、ECCS用DG(ディーゼル発電機)の3つの異なる単一故障モードを模擬したものであり、RUN905は全てのECCSの故障、RUN901は全てのECCSの作動を模擬したものである。単一故障を仮定した3実験(RUN902,924及び926)においては、測定した最高の燃料棒表面温度(PCT)は、現行の許認可基準の1473Kよりかなり低い値であった。また、HPCS(高圧炉心スプー)故障の場合が最も厳しい炉心温度上昇となった。
鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二*
JAERI-M 90-073, 160 Pages, 1990/04
本報はROSA-III計画で実施した中口径破断実験(RUN991)の詳細な結果を示すとともに、他の実験結果と比較することにより、破断位置の影響及びECCS二重故障の影響について得られた知見についても示している。ECCS配管破断によるLOCA事象においては、他の1系統のECCS故障を仮定することにより二重故障が生じる。このECCS配管破断LOCAに関する実験的研究は少なく、米国のFIST(Phase II)実験におけるLPCI配管破断実験とわが国で電力共研が実施したTBL(RUN315)HPCS配管破断実験が代表的である。ROSA-IIIではECCS配管に破断装置を有していなかったので、ECCS二重故障を仮定した2種類の中口径破断実験を実施し、上記実験と比較することにより特徴的事象を調べた。この結果、HPCS配管破断時には炉心露出開始は再循環ループ破断より遅いが炉心露出時間帯は長くなるためPCTは高くなること、そしてROSA-III2実験の中間値になる事を示した。
鈴木 光弘; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二
JAERI-M 90-051, 256 Pages, 1990/03
本報は、BWR/LOCAを模擬したROSA-III実験のデータレポートであり、併せて高温ECC水注入の影響を調べたものである。ROSA-III計画では、炉心冷却に及ぼすECCSの効果を調べるパラメータ実験の1種として、高温(120
C)のECC注入実験(RUN940,941)を実施した。RUN940は5%小破断LOCA実験、RUN941は200%破断LOCA実験である。これら2実験の結果と、標準的ECC注入実験(水温40C)のRUN922、926の結果とを比較し、次の結論を得た。5%破断実験ではECC温度の違いによる炉心再冠水過程の燃料棒温度挙動に大きな差異は生じなかった。しかし200%破断実験では、PCT(最高被ふく管温度)に大きな差はないものの、4体の燃料集合体の冷却プロセスに違いが生じ、高温ECC注入により炉心冷却が促進される結果が得られた。これら4実験の分析により、ECC注入後の圧力容器内温度分布についてのデータが得られた。
中村 秀夫; 田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男
JAERI-M 89-131, 260 Pages, 1989/09
本報は、BWR中口径破断LOCAを模擬したROSA-III実験Run921及び930の実験結果をまとめたものである。両実験は、各々再循環ポンプ吸込側75及び25%破断を模擬している。また、HPCSが不作動と仮定された。本報では、両実験結果に基き、BWR中口径破断LOCAにおける炉心冷却に対する破断口の大きさの影響を考察した。両実験共、下部プレナムフラッシング(LPF)後全炉心が露出した。Run930での最高燃料表面温度(PCT)は867.2kであり、炉心露出時間の短いRun929の879.2kより少し低かった。これは、Run930での破断口が小さいことにより、減圧が比較的ゆるやかでPCTが遅く生じた為である。しかし、全炉心はLPCS及びLPCIによりクエンチし、低圧系ECCSによる炉心冷却の有効性が確かめられた。
中村 秀夫; 田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男
JAERI-M 89-130, 127 Pages, 1989/09
本報は、BWR外部電源喪失事故を模擬したROSA-III実験Run971で得られたすべての実験データを集録し、まとめたものである。RUN971では、事故発生後6秒でタービントリップの為スクラムが生じると仮定された。更に、HPCSが不作動と仮定された。自動減圧系(ADS)作動後、ADSからの冷却材放出により炉心の上半分が蒸気中に露出した。しかし、その後、LPCSにより炉心は冠水し、低圧系ECCSの炉心冷却の有効性が確かめられた。
田坂 完二; 小泉 安郎; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 久木田 豊; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 川路 正裕; 村田 秀男
JAERI 1307, 379 Pages, 1987/11
ROSA-III計画におけるBWR/LOCAの総合実験の成果をとりまとめた。1978年4月から1983年3月にかけて実験を行った。実験結果と解析コードによる計算の結果から、ROSA-III実験とBWR/LOCAとの基本的熱水力挙動の相似性が主要なROSA-III実験に対して確認された。また、破断位置と破断面積を種々に変えた場合の事故のシナリオが充分理解でき、現行のBWRのECCSの有効性を実証した。ROSA-III実験の結果はBWR/LOCA解析コードの開発、改良そして評価のため、貴重なデータである。
熊丸 博滋; 小泉 安郎; 久木田 豊; 田坂 完二
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.844 - 858, 1987/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)BWR LOCAにおける熱水力現象に及ぼす圧力制御系の効果を評価するためにROSA-III実験装置において圧力制御系故障実験シリーズが実施された。圧力制御系が不作動の場合、MSIV閉に伴う気泡崩壊により炉心が一時的に露出し、特に破断面積が極端に小さい場合、燃料棒表面温度がこの露出によりかなり上昇した。しかし、PCTは、圧力制御系が不作動の場合、作動した場合より低くなった。これは、圧力制御系が不作動の場合、減圧率が大きくECCSが早く作動したためである。PCTは、圧力制御系およびHPCSが故障すると仮定した場合でも、現行の安全基準1473kより十分低かった。
鈴木 光弘; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二
JAERI-M 87-043, 220 Pages, 1987/03
本報は、ROSA-III計画において実施したBWR再循環系配管2%破断LOCA総合実験、RUN915と920の実験報告書であり、両実験を比較検討して得た、圧力制御系作動の有無が小破断LOCA事象に及ぼす影響についてもまとめた。圧力制御系は、BWRの主蒸気配管系の圧力制御弁を制御して系圧力を一定の値に保持する機能をもつものである。本実験から、圧力制御系が次の効果を持つことを明かにした。(1)破断初期の系全体のフラッシングを制御する。(2)ダウンカマー水位「低」(L2)信号による主蒸気隔離弁閉鎖を早める。(3)ダウンカマー水位「低低」(L1)信号による自動減圧系作動を早める。一方圧力制御系の炉心冷却条件への影響に付いては、2%破断LOCOの場合、自動減圧系作動後の圧力容器内保有推量に大差ない結果となり、従って、両実験とも同等な燃料棒温度挙動をもたらす事を示した。
小泉 安郎; 与能本 泰介; 田坂 完二
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(1), p.61 - 74, 1987/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)ROSA-III実験装置はBWRを体積比にして1/424に縮尺した総合実験装置である。冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動を調べることがその主目的である、。この装置において、炉心燃料集合体間に出力比のある場合と無い場合のLOCA実験を、それぞれ200%、5%の破断口径で行い、熱水力挙動の燃料集合体間相互干渉について調べた。その結果、出力比があるとクエンチングの伝播は非一様性が強くなる等の結果を得た。本報は、これらの結果をまとめたものである。
与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 103, p.239 - 250, 1987/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.75(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置は、冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動を調べるための、電気加熱炉心を持つ体積比1/424のBWR模擬装置である。BWRのLOCA時の炉心内の基本的な熱伝達挙動を解析し、CHF後の熱伝達率とクエンチ温度のデータベースを得るために、5,15,50,200%破断実験の熱伝達解析を行なった。その結果、炉心でドライアウトしたロッドの蒸気冷却期間における対流熱伝達率は、約120W/m
K以下であること、スプレー冷却期間における熱伝達率は、低圧で測定された値より大きいこと、ボトムアップクエンチ温度は、飽和温度と262Kの和で、相関されることが示された。この結果を用いて、RELAP4/MOD6/U4/J3コードの熱伝達率モデルを改良した。改良されたモデルにより、200%破断実験におけるロッド表面温度の時間変化が、よりよく計算された。
小泉 安郎; 中村 秀夫; 田坂 完二; J.A.Findlay*; L.S.Lee*
Nucl.Eng.Des., 102, p.151 - 163, 1987/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.75(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所は、ROSA-III実験装置において、再循環ポンプ吸込部における2.8%破断の小口径LOCA実験を行った。本実験は、先にGE社のFIST実験装置にて行われた2.8%小破断LOCA実験のカウンターパート実験であった。これら2実験の目的は、BWR小破断LOCA時の主要事象に対し、より深い理解を得ることにあった。両実験において、主要事象に関し相互に矛盾は無く、現象の相似性が確認された。これら両実験結果をTHYDE-B1コードは十分精度で再現し、同コードの有用性が示された。このコードを用いてBWRの小破断LOCA(2.8%)解析を行い、BWR小破断LOCA時の現象を明らかとした。
熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 与能本 泰介; 田坂 完二; J.A.Findlay*; W.A.Sutherland*
Nucl.Eng.Des., 103, p.223 - 238, 1987/00
被引用回数：1 パーセンタイル：19.33(Nuclear Science & Technology)沸騰水型原子炉における大破断冷却材喪失事故時の熱流体挙動を調べる目的で、原研のROSA-III装置と、GE社のFIST装置とにおいて、同一条件の対応実験を実施した。本報は,これらの対応実験より得られたBWR大破断事故の共通事象の特徴を述べるとともに、RELAP5/MOD1コードを用いて実施したBWR,ROSA-III,FIST三者の大破断冷却材喪失事故時の流体挙動の相似性に関する解析結果を述べている。そしてこれらの実験及び解析より、ROSA-IIIとFIST両装置における熱流体挙動はBWRの事故時熱流体挙動を模擬することを明らかにした。両装置個有の特性、例えばROSA-IIIの炉心長は実炉の1/2である点、及びFISTは燃料集合体1体の炉心である点等は、大破断事故時の熱流体挙動に重要な影響を与えないことを明らかにした。本研究は、米国GE社との協力の下で遂行されたものである。
小泉 安郎; 田坂 完二
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(11), p.1008 - 1017, 1986/11
被引用回数：3 パーセンタイル：40.87(Nuclear Science & Technology)BWR LOCA時の熱水力挙動の研究を目的としたROSA-III装置において、破断位置が与える熱水力挙動の影響について調べる実験が行われ、本報はその結果をまとめたものである。実験は、15%及び25パーセント再循環ポンプ吸込側配管破断、21%ジェットポンプ駆動流配管片側破断及び15%主蒸管破断の4実験で構成されている。再循環ポンプ吸込側配管破断ではダウンカマ水位が低下し再循環配管への出口が蒸気へ露出すると減圧が促進されかつ冷却材喪失が緩和されるのに対し、ジェットポンプ駆動流配管破断ではADSによる減圧開始まで長期間低クオリティ流体の流出が続き、より厳しい炉心冷却状態劣化となった。主蒸気配管破断では冷却材喪失速度は遅いがダウンカマ水位の低下も遅く、水位低下によるECCS起動は遅れ炉心の露出を招き燃料棒温度上昇をもたらしたが破断後長時間たった後であり、その度合は小さい。
佐藤 一男; 村尾 良夫; 田坂 完二
日本原子力学会誌, 28(10), p.887 - 907, 1986/00
BWRのLOCA時の安全性研究はこの10年間に多くの進展をとげた。BWRの安全性研究はブローダウンからECCS作動後、炉心再冠水に至るシステム挙動の研究に始まり、現行の許認可コードに大きな保守性があること、及びその保守性の原因となる諸現象が明らかにされた。次いで、これらの諸現象を定量的に把握するための分離効果実験が実施され、種々の実験相関式が得られた。これらの成果は安全解析コードの開発と検証に有効に利用され、現在ではBWRはLOCA時に充分な安全余裕があることが明らかとなった。以上の成果を学会誌の解説として寄稿するものである。
与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 92, p.195 - 205, 1986/00
被引用回数：1 パーセンタイル：20.71(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置は、LOCA/ECCS総合実験のための電気加熱炉心を有するBWRの1/424の装置である。本装置を用いてHPCSの単一故障を伴う破断面積200%,50%及び15%の再循環ポンプ入口側配管破断実験を6実験おこなった。破断口として薄刃オリフィス又は、のど部の長いノズルを用いた。実験において、破断口形状の違いによる破断流量の差は、破断口上流がサブクール状態である場合にのみ表われること及びオリフィスを通る流量がノズルを通る流量より大きいことが示された。又破断口形状の差は、他の系挙動,特に被覆管最高温度に対して、ほとんど影響しなかった。RELAP4/MOD6/U4/J3コードを用いて解析することにより、15%破断実験結果のBWRへの適用性が確認された。実験結果は、コードによりよく計算され、同じ挙動がBWR解析においても計算された。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 川路 正裕; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 小泉 安郎
JAERI-M 85-202, 295 Pages, 1985/12
本報告は、ROSA-III計画において実施された中小口径の主蒸気配管破断LOCA実験であるRUN951,954,956の実験結果をまとめ、既報告の大口径主蒸気配管破断実験RUN953の結果と比較することにより、主蒸気配管破断が生じた場合のBWR/LOCA現象に及ぼす破断面積の影響を調べたものである。いずれの実験も高圧炉心スプレイ系(HPCS)故障を仮定した。破断面積は10%、34%、及び既報の100%(RUN953)である。この結果、次のことを明らかにした。(1)ダウンカマー水位信号はBWR体系では重要な安全・制御上の信号であるが、主蒸気配管破断LOCA時には、破断面積の変化に比してこの水位は似かよった挙動を示し、いずれの場合も炉心側の水位より高く保持される。(2)ダウンカマー上部の水位は、ダウンカマーのボイド率に影響され、この最高ボイド率は、全蒸気流出面積により表わされた。(3)PCT(最高被ふく管温度)は破断面積が大きいはど高い。
中村 秀夫; 小泉 安郎; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二
JAERI-M 85-128, 217 Pages, 1985/09
本報は、BWR小破断LOCAを模擬したROSA-III実験RUN922および932の実験結果をまとめたものである。両実験は、再循環ポンプ吸込側5%破断を仮定している。更に、HPCSが不作動と仮定された。RUN932では、ADS流路面積がRUN922で使用された標準の面積の50%に縮小されている。これら両実験結果の比較を、BWR小破断LOCAにおけるADS流路面積減少の炉心冷却に与える効果を検討するために実施した。ADS流路面積の縮少により、ADS作動後の減圧が遅くなり、その結果ECCS作動が遅くなり、炉心露出期間が長くなった。また、ECCS作動遅れのため、RUN932の最高被覆管表面温度(PCT)はRUN922の835Kより116K高い951Kに増加した。ADS流路面積の減少は、PCTを増加させる効果を示した。しかし、全燃料棒はLPCSおよびLPCIに依りクエンチされ、低圧系ECCSに依る炉心冷却の有効性が確認された。
与能本 泰介; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 鈴木 光弘; 村田 秀男
JAERI-M 85-109, 160 Pages, 1985/08
本報は、ROSA-III装置を用いて行われたRUN916実験の結果について記述したものである。本実験装置は、BWR/6の体積比1/424の模擬装置であり、電気加熱炉心、破断口及び緊急炉心冷却系(ECCS)を有している。RUN916実験はHPCSジーゼル発電機の故障を仮定した再循環ポンプ入口側配管における50%スプリット破断実験であり、破断面積パラメータ実験のひとつとして行なわれた。被覆管最高温度(PCT)は、917Kであり破断後、190秒の再冠水期に記録された。全炉心は、ECCSにより完全にクエンチされECCSの有効性が確認された。本報では、主要なRUN916実験結果と200%、両端破断実験RUN926の結果を比較している。RUN916実験における炉心露出の開始は、RUN926実験の場合より破断流量が、少ないので遅くなった。しかし炉心露出の継続時間は、RUN916実験の場合の方が、ECCSの作動が遅れるので長くなった。RUN916実験のPCTは、RUN926実験の場合より133K高かった。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 与能本 泰介; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 村田 秀男; 入子 真規*; 斯波 正誼
JAERI-M 85-037, 224 Pages, 1985/03
本報告書は、BWR/LOCA現象の総合実験装置であるROSA-IIIにおいて実施した再循環ループ吐出側配管破断実験の結果をまとめたものであり、既刊の200%破断実験結果と比較することにより、破断面積がLOCA現象に及ぼす影響を明らかにした。吐出側配管破断実験は、破断面積をパラメータにした200%、100%、50%の3実験のみであるが、吐出側配管破断時の現象を支配する要因は、圧力容器から破断口に至る経路の最小choking流路面積にあることを明らかにした。即ちジェットポンプ駆動ノズル面積(Aj)、再循環ポンプ吐出ノズル面積(Ap)、破断口面積(A)とするとき、A
Aj+Apではchokingの生じるジェットポンプと再循環ポンプのノズルで減圧速度が支配され、A
Aj+Apでは破断口において減圧速度が支配される。また、3実験の中で50%破断実験が最も高い燃料表面温度を記録した。この傾向は再循環ポンプ吸込側破断実験の傾向と同様である。
川路 正裕; 鈴木 光弘; 中村 秀夫; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 85-029, 188 Pages, 1985/03
本報はROSA-III実験装置を用いて行った主蒸気ライン100%破断実験、RUN953の実験結果について述べたものである。この実験は主蒸気ライン破断実験シリーズの中で、ECCSの単一故障の影響を調べるためHPCSの故障を仮定して行ったものである。RUN953では高クオリティーの破断流が生じるため圧力効果は緩かであり、減圧沸騰が長く続いた。そしてHPCS故障のため炉心水位の低下が続き、破断後約200秒で炉心全体が露出した。その後ダウンカマー水位低下によりLPCSとLPCIが起動したため炉心は水位が回復しクエンチされた。しかしRUN953で得られたPCTは1003.9Kであり、主蒸気ライン破断の標準ケース、RUN952のPCTと比べて252K高く、主蒸気ライン破断LOCA時の炉心冷却におけるHPCSの重要性が明らかとなった。
