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与能本 泰介
NUREG/CP-0166, 3, p.31 - 52, 1998/00
原研では、受動安全系に関する研究をROSA/LSTF装置を用いて進めている。これまで、おもに、蒸気発生器(SG)二次側を除熱源とし自然循環冷却することにより一次系を減圧し、重力注入系(GDIS)により低圧での炉心冠水を維持する安全系の特性を検討している。実験により、この安全系の有効性を実証するとともに、SG伝熱管群の非一様流動によるSG伝熱面積の実効的な減少等、現行炉のLOCA条件では見られない重要な現象を明らかにした。さらに、不凝縮ガスの流入による減圧阻害の可能性がないので、SG二次側冷却のような冷却型減圧系との組合せ使用に適した減圧沸騰型安全注入系(FDIS)を提案し、実験と解析により、FDISが現行炉の蓄圧注入系と同等な機能を持つ安全注入系になり得ることを示した。
工藤 保; 山野 憲洋; 森山 清史; 丸山 結; 杉本 純
3rd Int. Conf. on Containment Design and Operation,Conf. Proc., Vol. 1, 0, 10 Pages, 1994/00
ALPHA計画では、格納容器が加圧破損した場合に水プールの減圧沸騰により再浮遊するエアロゾルの挙動を把握し、定量化するためにエアロゾル再浮遊実験を実施している。最初の実験ARE001では模擬格納容器内に硫酸ナトリウム50kgを水750kgに溶かした水プールを設置し、圧力1.5MPaから大気圧までの減圧に45分要した。ARE002では、硫酸ナトリウム25kgを375kgの水に溶かし、1.3MPaから40分で大気圧まで減圧された。格納容器内熱水力挙動を測定するとともに水プールから再浮遊した液滴の空間分布、粒径分布を評価した。減圧の間に水プールは約20%減少したが、フラッシングによって飛散した硫酸ナトリウムは0.03%以下であった。Kataoka-Ishiiのモデルを用いて予測した飛散量は実験値のおよそ1/10であった。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 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 86-038, 275 Pages, 1986/03
ROSA-III実験装置において、BWR/LOCAを模擬する実験を実施した。本報は、その中で典型的な再循環ポンプ吸込側配管における200%破断LOCA実験を対象として、初期流体条件をBWRの定格条件から変化させた場合の影響を調べた結果をまとめたものである。変化させたパラメ-タは、炉心内ボイド分布(mass分布)、炉心入口サブク-ル度、及び給水温度である。炉心ボイド分布は、出口クオリティで標準条件の15%~5%および43%に変化させた。サブク-ルト度は標準の10K~21Kまで変化させた。給水温度は標準の216
C~45Cまで変化させた。上記2実験と標準実験(RUN926)の結果を比較検討し、次の結論を得た。(1)初期炉心ボイド率の高い実験では破断初期の炉心露出が著しく、下部プレナムフラッシング後にPCT907Kを示した。(2)炉心入口サブク-ル度と給水温度の影響は圧力変化には効くが、主要事象の変化に寄与しない。
川路 正裕; 中村 秀夫; 鈴木 光弘; 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 84-229, 153 Pages, 1984/12
本報はROSA-III実験装置を用いて行った主蒸気管ライン100%破断実験、RUN952の実験結果について述べたものである。この実験は主蒸気管ライン破断実験シリーズ(RUN951~954)の標準ケースとして全ECCS作動の条件で行ったものである。主蒸気管ライン破断では高クオリティの破断流が生じるため、圧力降下が再循環ライン破断(RUN901)に比べて緩かである。また減圧沸騰が長く続くため上部ダウンカマーでの水位が余り低下せずLPCSとLPCIは作動しなかった。炉心は約2/3が露出した後、HPCS作動により水位が急速に回復したためPCTは752Kであった。これは再循環ライン破断実験、RUN901より28K低いものである。
安部 信明*; 田坂 完二
JAERI-M 9476, 60 Pages, 1981/05
RELAP5コードの沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故解析への適用性を検討のためROSA-III実験RUN704の解析を行った。RELAP5コードは軽水冷却型原子炉の冷却材喪失事故および過渡変化時の熱水力挙動を解析するために開発された最新のコードであり、一次元の非均質非平衡な二相流モデルに基づいている。解析の結果、RELAP5コードの二相流モデルが従来のRELAP4コードより優れているため、下部プレナムフラッシングによる炉心入口流量の増加およびリウェットが良く計算できた。炉心出入口での気液二相の熱対向流、高圧炉心スプレー系作動後の上部プレナムでの気液二相の熱的非平衡も計算できた。しかし、炉心の再冠水およびヒータ表面のクエンチは計算できなかった。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 安達 公道; 岡崎 元昭; 早田 邦久; 傍島 真; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 8737, 78 Pages, 1980/03
本報は、BWRの設計基準事故、冷却材喪失事故を模擬したROSA-III計画の1つとして、ECSSを作動させない場合の再循環ポンプ吸込側200%ギロチン破断の実験結果を示したものである。本報で示す実験RUN706は初期条件(蒸気ドーム圧力7.17MPa(飽和)、圧力容器内水位4.61m、炉心出力3.405MW、炉心入口流量36.2kg/s、炉心出口クオリティ2.5%)から放出開始し、破断後約520秒間の実験データを得た。実験はほぼ予想通りに進行し、有用なデータが得られた。主な実験上の現象を列挙すると以下のようになる。(1)時刻Osに破断開始、(2)8.5sにジェットポンプ・吸込側露出、(3)17sに下部プレナムフラッシング開始。これは既に蒸気ふんいき中に露出して温度上昇開始していた燃料棒の中下部を冷却するのに役立ったが、上部を冷却しなかった。(4)ECCSが注入されないため、残存水が減少し、最終的に全燃料棒で温度上昇し、156秒で炉心への電力供給を停止した。
佐々木 忍
JAERI-M 8483, 74 Pages, 1979/10
ALARM-B1コードによるCSNI標準問題No.6の解析日本原子力研究所東海研究所安全解析部佐々木忍本報告書はBWR用LOCA解析コードALARM-B1によるCSNI国際標準問題No.6の解析結果をまとめたものである。問題の趣旨は、特にブローダウン後の液位上昇や流出流量を計算するモデルの妥当性を検証することにおかれた。今回の計算は非平衡現象が存在する初期のphaseに対して実行された。西ドイツBattelle研究所で実施された本実験は、平衡モデルの計算コードにより非平衡現象を解明しようとする無理があるため本コードのサンプル問題としてが必ずしも適当ではないが、当該コードによる解析結果が実際の非平衡現象にどの程度肉薄するものか注目された。圧力容器内での非平衡による圧力の一時的不一致がみられたが、後半両者は近づいた。液位の上昇はコードのもつ分離モデルでよく説明され、更に流出流量も15%の実験誤差範囲内でほぼ正しく予測された。
