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日高 昭秀; 早田 邦久; 杉本 純
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(6), p.527 - 538, 1995/06
被引用回数:3 パーセンタイル:36.71(Nuclear Science & Technology)PWRの全交流電源喪失事故時には、ポンプシール冷却水の停止によりシールが破損する(S3-TMLB'シーケンス)可能性がある。SNLが行ったSurry炉のMELPROG/TRACコード解析では、シール破損により1次系が減圧され、蓄圧水注入と炉心部冷却により圧力容器(RPV)破損が大幅に遅れることが示された。本研究では、SCDAP/RELAP5コードを用いこれを検証するとともに、原研のROSA-IV計画における実験結果と解析結果を比較した。その結果、1)S3-TMLB'中にループシール解除が起きる可能性は高いが、それによる事故進展の遅れは僅かである。2)蓄圧水注入によりRPV破損は約1時間遅れるが、蓄圧水が自動的に注入される可能性は低い。従って1次系強制減圧操作が望まれる。3)SCDAP/RELAP5解析では、MELPROG/TRACが予測した大幅なRPV破損時刻の遅延は起きなかったが、その原因として、ノーディング、解析モデルに差があることを明らかにした。
松本 潔; 志田 亘*; 滝川 好夫*
JAERI-M 90-209, 26 Pages, 1990/11
米国原子力規則委員会のSFD計画のもと、サンディア国立研究所(SNL)では、炉心溶融の進展過程を詳細に解析する計算コードMELPROGを開発している。MELPROGを構成する解析モジュールのうち、炉心の挙動を計算するCOREモジュールの解析機能の検証、性能評価を目的として、SNLの実験炉ACRRで実施された燃料損傷実験DF-2の解析を行なった。解析結果から、COREモジュールの基本的解析機能の確認及び問題点の指摘がなされた。本報告書は、上記実験解析の結果を報告するものである。
松本 潔; 熊倉 利昌*
JAERI-M 90-146, 80 Pages, 1990/09
一般に外部機関で開発された計算コードを導入する場合、導入側のコンピュータ用に計算コードを変換するが、従来行われていた変換方法では、次のような問題があった。1)ソースプログラムを直接書換えるのでオリジナルステートメントが失われる。2)それをコメントとして残すと変換後のソースプログラムが煩雑となり読みにくくなる。3)煩雑化したプログラムのため改良、改訂等に労力がかかる。等々。これらを解決するために、1つの方法として、汎用ソースプログラム履歴管理ソフトウエアパッケージHISTORIANを用いた変換・整備方法を紹介する。この方法により変換・整備された計算コードは、その後の改良、改訂等に大変便利なものとなる。本報告書は、HISTORIANを用いた大型計算コードの変換整備を解説し、実例としてCRAY版コード、炉心溶融進展過程解析コードMELPROG-PWR/MOD1の原研FACOM M-780版への変換整備を報告するものである。