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久木田 豊; 中村 秀夫; 渡辺 正; 浅香 英明; 与能本 泰介; 鈴木 光弘; 熊丸 博滋; 安濃田 良成
NEA/CSNI/R(91)13, 620 Pages, 1992/02
OECD/NEA原子力施設安全委員会(CSNI)による国際標準問題NO.26(ISP-26)は、ROSA-IV計画LSTF装置による小破断LOCA実験(コールドレグ破断)を対象として実施され、14か国17機関が参加して計算コードによる実験解析の結果を提出した。本報告は、これらの解析結果と実験結果を比較し、解析上の主要な問題点(破断口からの流出流量の評価、対向流制限の予測など)を論じたものである。これらの比較において、同一コードによる解析結果でも実施機関ごとにかなりの相違を示すことが注目された。これは、現在のLOCA解析コードでは入力データ作成の過程でコード・ユーザーが様々な判断を行なう必要があり、これらの判断が解析結果に影響を及ぼすためである。本報告では、このような影響の大きさとその原因を調べるために原研で行った多数の感度解析の結果も示す。
早田 邦久; 橋本 和一郎; 山野 憲洋
JAERI-M 86-031, 34 Pages, 1986/03
OECD/CSNIは、軽水炉ソ-スタ-ム評価の最近の技術基板を評価するため、特別タスクフォ-スを組織した。このタスクの1つは、シビアアクシデント時の工学的安全施設(ESF)の役割を検討し、評価することであった。原研では、ESFのうち、格納容器スプレイ、アイスコンデンサ、SGTSを含むフィルタ系、ファンク-ラについて検討した。ESFに加えて、フィルタ付ベント型格納容器についても検討した。その結果、ソ-スタ-ム評価に及ぼすESFの効果について次のような結果を得た。1)ESFは、一般的に言ってFPを減少するのに効果がある。2)運転員の介入を考慮する場合には、ESFは重要な役割を果す。3)その場合、ESFが作動できるか否かが問題である。4)フィルタ付ベント型格納容器はFPを減少させるのに有効と思われる。
平野 雅司; 秋元 正幸
JAERI-M 85-115, 77 Pages, 1985/08
THYDE-P1コードによるFIXII中破断実験の実験前予測計算結果を報告する。本実験は、外付き再循環ポンプ沸騰水型軽水炉(BWR)に於ける再循環ライン中破断冷却水喪失事故(LOCA)を模疑した実験である。本実験はFIXII実験装置での初めてのLOCA実験であり、OECD NEA CSNI国際標準問題に採用された。これまでTHYDE-P1の検証計算を、加圧水型軽水炉に対して広範に行って来たが、本計算がBWRへの初めての適用である。本計算の目的は、THYDE-P1がBWRに適用可能であることを検証すると同時に、今後のコードの改良のためにモデルの不備を検討することにある。実験結果が公開された後、予測結果と実験結果の比較を行った。その結果、本予測計算は実験で観測された重要な事象を適切に予測したことが示された。
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。
佐々木 忍; 新谷 文将
JAERI-M 82-161, 155 Pages, 1982/11
本報は、原子炉安全性コードの開発・整備の一環として、これまで進められてきたPWR用LOCAコードALARM-P1の総括報告である。本コードは、開発以来、多くのNEA国際標準問題で改良がなされ、その性能が国際比較を通して、明らかになった。本報においては、これらの経験に基づいて、開発所期の目標とされた実プラントの解析が実施され、その結果が紹介される。解析結果は、RELAP4-EMコードの結果と照合され、ALARM-P1コードの実炉への適用可能なことが確認された。これをもって、ALARM-P1コードの整備・検証に一段落をつけることができた。尚、入力マニュアルが新しく書き換えられたので、今後利用の便宜を計る目的から、本報付録に掲載した。
平野 雅司
JAERI-M 82-028, 85 Pages, 1982/03
THYDE-PコードによるLOFT小破断実験L3-6及び最初の炉心損傷に至る過渡変化実験L8-1に於ける系の熱流動の最適評価、実験後解析の結果を報告する。この実験は、OECD-CSNI国際標準問題No.11に指定された。また、本計算はTHYDE-Pサンプル計算Run60として行ったもので、一連のTHYDE-Pサンプル計算の一部を成すものである。
平野 雅司; 志水 孝司; 朝日 義郎
JAERI-M 82-008, 71 Pages, 1982/02
L3-1実験はLOFTで行われた最初の小破断実験で、初期出力48.9MW(98%定格熱出力)で行われた。破断口は商用原子炉の4インチパイプ破断(2.5%破断)を模擬している。この実験はOECD-CSNIの国際標準問題9番となっている。THYDE-Pコードは冷却材喪失事故のブローダウン及び再冠水過程をモデル及び手法の変更なしに一貫して解析する計算コードであり、現在、検討計算及び修正が行われている。本解析は、小破断LOCAに最初に適用した検証計算で、サンプル計算Run50として行われた。計算は、2000秒まで行い、Moodyの臨界流相関式に対する放出係数は0.8とした。実験の全体的挙動はTHYDE-Pによって良く模擬された。
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。
佐々木 忍; 新谷 文将
JAERI-M 8746, 72 Pages, 1980/03
CSNI標準問題No.8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、新谷文将 計算コードALARM-P1を用いて、セミスケールS-06-3実験の解析がおこなわれたので、ここに報告する。本問題は、1979年度NEA国際標準問題No.8として選ばれた。ここに報告するのは入力データ作成後、CSNIに送付した最初の計算結果である。使用されたコードの性格上、リフィル、リフラッドPhaseの解析は除外され、ブローダウンの解析が中心となった。結果として、ECC水の注入以前の水力挙動は漑ね実験データと一致してはいるが、ヒータ表面温度は、かなり低く予測された。ECC水注入後は解析モデルに起因する急激な圧力変動のため、26秒以降、計算が続行できなかった。データとの比較検討の結果、解析手法と入力データ双方にいくつかの問題点が明らかになり、次回の再解析で十分解析されるであろう。
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。
