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鈴木 光弘; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 村田 秀男
JAERI-M 91-103, 156 Pages, 1991/07
本報はROSA-III計画で実施したBWR200%配管破断実験(RUN903)の結果をまとめ、再循環ポンプ運転継続によるシステム挙動への影響を明らかにしたものである。ROSA-IIIの標準的実験条件としては、初期状態の炉心出力がBWR条件の44%と低いために炉心流量を低くして1次系のエンタルピ分布を模擬した。従って実験開始後は、初期流量が少い上にポンプ慣性が小さいため、炉心側へ駆動される冷却水量が少なくなり、これは炉心冷却条件にも影響を及ぼしていた。本実験で再循環ポンプを破断後運転継続した所、約40kg(初期保有水量の約6%)の冷却水が炉心側へ輸送され、特に破断初期に見られた炉心燃料棒のヒートアップを大巾に減少させる結果をもたらした。この実験結果は実炉のLOCA条件における炉心温度挙動の考察に重要である。
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。
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。
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。
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216C~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。
中村 秀夫; 田坂 完二; 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
JAERI-M 85-209, 236 Pages, 1986/01
BWR小破断LOCAを模擬したROSA-III実験RUN921および931の実験結果をまとめである。両実験では、再循環ポンプ吸込側1%破断を仮定。更に、HPCS不作動と仮定された。BWRでは、自動減圧系(ADS)がダウンカマ内水位信号で作動されるが、RUN931では、RUN921のL1+120秒より早いL2+120秒でADSが作動すると仮定された。これにより、RUN931では77秒早くADSが作動した。このADSの早期作動が、その後の炉心冷却に与える効果を両実験比較より検討した。ADSの早期作動は、炉心露出挙動を全体的に早く生じさせた。両実験におけるPCT(最高燃料被覆管温度)は、両実験で同一場所A87ロッドの中央高さで観察され、RUN921で751K、931で765Kとほぼ同一の値を示した。これは、炉心の中央部の露出時間が、両実験でほぼ同一だったことに依る。ADSの早期作動は、炉内熱水力力挙動に大きな差は与えなかった。また、両実験に、ダウンカマ水位は全炉が露出している際も、相対的に上部タイプレートより上に保たれた。
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。
田坂 完二; 鈴木 光弘; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; J.A.Findlay*; W.A.Sutherland*; W.S.Hwang*; et al.
JAERI-M 85-158, 73 Pages, 1985/10
BWRの熱水力挙動模擬装置である原研のROSA-IIIとGE社のFISTでBWR LOCAの相互比較実験を行い、BWR LOCAの主要現象を明らかにした。対象としたのは大破断、小破断および主蒸気系配管破断の3種類である。ROSA-IIIは炉心と半実長の4バンドル、FISTは実長の1バンドルで模擬しているという大きなスケーリング上の差があるにもかかわらず、両装置による3種類のLOCA実験の主要現象にはいい相似性があることが確認された。これは両装置とも実炉を模擬するに際し流体体積の分布、炉心と各機器との相対高さの模擬を注意深く行ったことにおもによっていると考えられる。
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。
小泉 安郎; 入子 真規*; 与能本 泰介; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 86, p.267 - 287, 1985/00
被引用回数：4 パーセンタイル：54.54(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置はBWR/6を1/424に縮尺し、炉心を電気加熱型ヒータで模擬し、LOCA時の熱水力挙動及び非常用炉心冷却装置(ECCS)の性能を調べる総合実験装置である。LOCA時の出力変化はあらかじめ決められた出力変化曲線に沿って制御されている。この出力変化曲線を決めるにあたっての燃料棒内初期蓄積熱量の見積りからが最高被覆管温度(PCT)に与える影響を調べるため、出力変化曲線及び破断口径を変えた7つの実験を行い、以下の結果を得た。(1)大口径破断時(200%及び50%破断)には炉心露出が初期蓄積熱が完全に放出される前に生じるため、初期蓄積熱の影響は大きく、初期蓄積熱が大きいほどPCTは高くなる。(2)小口径破断時(5%破断)では炉心露出が、初期蓄積熱がほぼ完全に放出された後生じるため、初期蓄積熱の見積り方のPCTに与える影響は無視できる。(3)初期蓄積熱を保守的に見積もった場合でも最高PCTは50%破断時の925Kで充分安全余裕のある結果であった。
田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 小泉 安郎; 与能本 泰介; 熊丸 博滋
Nuclear Technology, 68, p.77 - 93, 1985/00
被引用回数：8 パーセンタイル：71.45(Nuclear Science & Technology)ROSA-IIIはBWRを体積比1/424で模擬した装置であり、炉心は電気加熱のヒーターで模擬されている。冷却材喪失事故の総合実験を行い、非常用炉心冷却系の有効性を調べるのが本装置の目的である。実験結果から大破断においても最も厳しい単一故障が高圧スプレー系の故障であることを明らかにした。両端破断においてECCSの単一故障を仮定しても最高被覆温度は現行の安全基準の1473Kより十分低く、ECCSの有効性が確認された。実験結果とRELAP4/Mod6/U4/J3コードによる計算結果の一致はおおむね良好であった。ROSA-IIIおよびBWRのLOCAの解析結果の比較から、ROSA-III実験とBWRにおけるLOCAの相似性が確認された。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 斯波 正誼
Nuclear Technology, 70, p.189 - 203, 1985/00
被引用回数：2 パーセンタイル：37.48(Nuclear Science & Technology)商用BWRを模擬したROSA-III実験装置において、再循環ループポンプ吐出側配管破断実験を行い、実験結果の解析及び解析コードによるROSA-IIIとBWRにおける事故事象の相似性の検討を行なった。破断口径を変えた3種の吐出側破断実験と、対応する吸込側破断実験の比較から次のことがわかった。吐出側破断時の事象は、同じ effective choking flow area を持つ吸込側破断の事象と同等である。最大の effective choking flow area は、吐出側破断では(Aj+Ap)、吸込側破断では(Aj+Ao)である。ここでAj,Ap,Aoはジェットポンプノズル面積、再循環ポンプ出口ノズル面積、再循環ループ吸込側配管面積である。このことは実機についてもあてはまる。解析コードによる相似性の検討から、下部プレナムフラッシング、水位低下による燃料棒露出等の主要事象は相似的であるが、ROSA-IIIでは破断初期の炉心出力の制限が燃料温度に影響することを明らかにした。
田坂 完二; 小泉 安郎; 久木田 豊; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 入子 真規; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘
Nuclear Technology, 71, p.628 - 642, 1985/00
被引用回数：5 パーセンタイル：59.78(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置において10回のBWRのLOCA総合模擬実験が行われた。破断位置は再循環ポンプ吸込側配管であり、破断面積は0~200%に変化させられた。100%は配管断面積に対応する。またいずれの実験においても高圧スプレー系の故障が仮定された。5%以下の破断では自動減圧系の作動により系は減圧し、50%以上の破断ではダウンカマでの再循環系への出口配管の露出により急減圧し、5~50%の破断では両方のメカニズムで減圧した。減圧にともない低圧ECCSが作動し、高圧スプレー系が不動作でもプラントの冷却状態は回復した。THYDE-B1コードは単純なランプトパラメータモデルに基づいているが系圧力,炉心混合水位および燃料表面温度を破断面積によらずかなり精度よく計算できることが明らかとなった。
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。
鈴木 光弘; 安濃田 良成; 田坂 完二; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 84-135, 206 Pages, 1984/08
本報は、ROSA-IIIにおける再循環ポンプ吸込側200%破断実験RUN983の結果を収録し、大口径破断における主蒸気隔離弁(MSIV)閉鎖信号の相違、給水系フラッシングの有無、および炉心出力の相違による熱流体挙動への影響について検討した。主な結論は以下の通りである。(1)MSIV閉信号をダウンカマー水位してからL1に変更しても系圧力及び圧力容器内インベントリに大きな影響は生じない。(2)給水系ラインにざんりゅうする温水(216C)は減圧時にフラッシングし、減圧速度を遅くする。(3)BWRの燃料表面におけるLOCA時の熱流束を模擬する炉心過渡熱出力曲線を用いたRUN983の実験では、給水フラッシングがないことによるLPCS、LPCI系の早期作動と相まって最高燃料表面温度は従来の実験条件の場合より大幅に低下した。なお、RUN983実験は、米国のBWR/LOCA疑義実験FIST計画の対応実験の1つとして実施され、現在FISTとROSA-IIIの相似性の検討が進められている。
鈴木 光弘; 安濃田 良成; 田坂 完二; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 84-100, 197 Pages, 1984/06
本報告は、ROSA-III装置を用いたBWRのLOCA現象を模擬した小破断実験、RUN984の結果をまとめたものである。この実験の特徴は、米国で行われているFIST実験の小破断実験実験条件を一致させたところにあり、BWRを模擬する2つの異なる実験装置、即ちROSA-IIIとFISTの特性が小破断実験にどの様な影響を及ぼすかを調べることを目的としている。両実験結果の検討は現在進められている。本報は、この検討を前に、他の同様なROSA-III小破断実験RUN920とRUN922(それぞれ2%、5%破断)の結果とRUN984(2.8%破断)の結果を比較することにより、小破断実験に及ぼす主磁気隔離弁(MSIV)閉作動信号と自動源圧系(ADS)流量の影響等を明らかにしている。即ち、MSIV閉信号が遅い場合は圧力制御系が作動するが、炉心冷却には大きな影響はない。ADS流量が大きいと炉心冷却を促進する事がわかった。
