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小菅 征夫; 入子 真規*; 大西 信秋
JAERI-M 89-120, 48 Pages, 1989/09
反応度投入事象解析コードとしては、EUREKAおよびそれを改良したEUREKA-2などが知られているが、これらは軽水炉用に開発されたもので、熱水力学的物性値や動特性定数で異なる重水減速・冷却型原子炉には厳密には適用できない。また使用している熱伝達相関式などから、一般に常温・常圧の研究用原子炉へそのまま適用するには問題が生じる。反応度投入事象解析コード・EUREKA-2Dは、これらの問題を解決するために、EUREKA-2を常温・常圧の重水減速・冷却型研究用原子炉に使用できるように改造したものである。本報告書は、コードの特徴と改造内容および本コードを用いて重水減速・冷却型研究用原子炉であるJRR-2の安全評価のために行った解析例について述べる。
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。
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; 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。
入子 真規*; 久木田 豊; 田坂 完二
JAERI-M 84-188, 97 Pages, 1984/10
ROSA-III装置によるBWR冷却材喪失事故模擬実験の結果を用いて、原研で開発された計算コードTHYDE-B1/Mod 0の性能評価を行った。使用した実験結果は、再循環ポンプ入口側配管破断を模擬した実権10ランの結果であり、破断面積は、配管断面積(縮尺値の0%から200%にわたっている。実験結果と計算結果との比較により、THYDE-B1コードが冷却材喪失事故時の基本的な熱水力挙動を定性的に再現することが明らかとなった。ただし、本コードでは小破断事故への適用を前提として解析モデルを単純化しているため、中破断実験(破断面積5%以上、50%以下)では破覆管最高温度が約100
C過小に予測された。
入子 真規*; 与能本 泰介; 鈴木 光弘; 久木田 豊; 田坂 完二
JAERI-M 84-029, 49 Pages, 1984/02
ROSA-III装置による沸騰水型原子炉(BWR)の冷却材喪失事故(LOCA)に関する実験のための新しい炉心電気出力曲線を求めた。この出力曲線は、ROSA-III電気ヒーターロッドにおいて核燃料の被覆管表面熱流束を正しく模擬できるように定めたものである。一方、従来ROSA-III実験で用いられていた電気出力曲線は、被覆管表面熱流束が過大(保守的)になるように設定されていた。電気出力曲線を決定するため、燃料棒内の非定常熱伝導を考慮した被覆管表面の熱伝導に関する計算を行った。本計算では、被覆管表面では核沸騰が維持されると仮定した。これらの計算により、それぞれ平均出力ロッドおよび最高出力ロッドでの熱流束が正しく模擬されるような2つの電気出力曲線を得た。
中村 秀夫; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 鈴木 光弘; 入子 真規*; 斯波 正誼
JAERI-M 84-008, 177 Pages, 1984/02
本報は、ROSA-III実験装置を用い、HPCS故障を仮定して行なった再循環ポンプ入口配管での200%両端破断総合事件RUN926の実験結果について記述したレポートである。ROSA-III実験装置は、BWR/6型原子炉の炉心を電気加熱ヒーターで模擬した実炉化(1/424)の装置である。RUN926では、破断口はノズルにより模擬され、また実験は予定通り行なわれた。RUN926の最高被覆管温度(PCT)は783.5Kで、炉心再冠水時118.5秒に燃料棒A71の中央表面に生じた。全炉心はECCS作動後クエンチされ、ECCS注入効果が確認された。本報では、全ECCS作動を仮定した200%両端破断実験RUN901の実験結果との比較がなされた。RUN901では、下部プレナムフラッシング(LPF)鎮静後、RUN926程燃料表面の温度は上昇しなかった。これは、RUN901で作動したHPCSの効果である。ただし、RUN901のブローダウンの際に生じ、780Kであったが、これはRUN926のPCTとほとんど同じ値であった。
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。
