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熊丸 博滋; 田坂 完二
JAERI-M 83-030, 105 Pages, 1983/02
OECD/NEAのCSNIにおいて、ROSA-III実験Run912が国際標準問題12番に選定された。ROSA-III実験装置は、沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故時における工学的安全施設の有効性を研究するために設計された、電気加熱式炉心を有する。1/424の沸騰水型原子炉模擬体系である。ROSA-III実験Run912は、高圧炉心スプレイ系の故障を仮定した再縮環ポンプ吸込側配管の5%破断実験であり、1981年5月19日に日本原子力研究所において行われた。この報吾書には、3参加者からの5つの計算結果の比較図および議論か示されている。これらの計算は、全てRELAP5/MOD1(Cycle001又は014)コードを開いて計算されたものである。系圧力、破断流量、炉心人口流量、混合水位および被覆管表面温度の時間変化の傾向は、5つの計算ともほぼ実験結果と一致した。
田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 入子 真規*; 与能本 泰介; 斯波 正誼
JAERI-M 82-120, 131 Pages, 1982/09
ROSA-III実験Run912はOECD/NEA CSNIの国際標準問題12番(ISP-12)に選定された。Run912はBWRの再循環ポンプ入口配管における5%スプリット破断を模擬した実験であり、高圧スプレイ系の故障を仮定した。国外4機関、国内4機関の計8機関からの解析の参加があった。使用された計算コードはTRAC-BD1,RELAP4/MOD6,RELAP4/MOD6/U4/J3,REALP5/MOD1,THYDE-B1の5コードである。圧力、破断流、炉心入口流量、水位、燃料表面温度を中心に計算値と実測値との比較を行った。国内参加者の計算結果は実験結果とおおむね良好な一致を示した。一方、国外参加者の計算結果と実験結果との一致はあまり良くなかった。RELAP5/MOD1,THYDE-B1,RELAP4/MOD6/U4/J3の計算結果が実験結果とおおむね良好な一致を示した。
安濃田 良成; 田坂 完二; 小泉 安郎; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 中村 秀夫; 秋永 誠*; 鈴木 光弘; 斯波 正誼
JAERI-M 82-010, 180 Pages, 1982/03
本報は、ROSA-III実験装置によるBWR.LOCA模擬実験のうち、小口径破断実験シリーズのRun912の実験データレポートである。Run912は、HPCS系統の単一故障を仮定した再循環ポンプ吸込側配管の5%破断実験である。この実験は、OECD/NEA-CSNIの第12番目の国際標準問題(ISP-12)として行なわれた。主な初期条件は、蒸気ドーム圧力7.30MPa、下部プレナム未飽和度10.8K、炉心入口流量16.4Kg/s、炉心発熱量3.97MWである。最高被覆管温度は、最高出力燃料棒の炉心中央高さにおける839Kであった。LPCSとLPCI作動後、燃料棒はクエンチし、ECCSは有効に働いた。
安部 信明*; 熊丸 博滋; 田坂 完二
JAERI-M 9621, 116 Pages, 1981/08
日本原子力研究所のROSA-III計画の一環としてCSNI(Comittee on the Safety of Nuclear Installation)の国際標準問題第12番(ISP-12)に対する実験RUN912が行なわれる。ROSA-III実験RUN912は沸騰水型原子炉の再循環ポンプ吸込側配管の5%スプリット破断を模擬し高圧炉心スプレの単一故障を仮定してしいる。ROSA-III実験RUN912の予測解析をRELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードを用いて行なった。RELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードは軽水炉の冷却材喪失事故および過渡変化時の熱水力現象を解析するコードである。RELAP4JおよびRELAP4/MOD6コード均質平衡の二相流モデルに基づいているのに対し、RELAP5/MOD0コードは非均質非平衡の二相流モデルに基づく最新のコードである。この予測解析により各コードの特徴が把握でき、冷却材喪失事故解析コードの評価を有効に行なう事ができる。
