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北條 恒行*; 井口 正; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.190 - 197, 1988/02
加圧水型原子炉の再冠水過程の炉心内熱水力挙動解析においては、例えばWREMコードのように現行の安全評価コードの適用範囲は、使用している実験式が有効である狭い範囲に限定される。そこでWREMコード内の実験式をREFLAコード炉心モデルに置換えることにより、より広い適用範囲を持った安全評価コードを作成した。REFLAコード炉心モデルにおいて、クエンチ点より上方の領域の熱伝達率を増減するための係数を導入し、係数の値を種々に置きかえて被覆管温度予測を行った。係数を0.9に設定した時、円筒炉心試験装置によるデータに対して、予測値が常に高めになることを確かめた。
村尾 良夫; 北條 恒行*
Nuclear Technology, 80(1), p.83 - 92, 1988/01
被引用回数：3 パーセンタイル：39.8(Nuclear Science & Technology)高転換軽水炉の概念においては、高プルトニウム転換比を得るために稠密格子炉心が導入されている。原研においては、適用性が広くかつ精度の高い熱水力挙動の予測法の開発を熱水力設計とともに進めている。この研究の一環として高転換炉用原子炉過渡解析コードJ-TRACの開発を行う計画である。J-TRACは、米国で開発されたTRACコードに原研で開発した再冠水解析コードREFLAを組込んだものである。本報告は、スイス連邦原子力研究所(EIR)で行われた稠密格子炉心再冠水実験をREFLAコードにより数値シミュレーションを行い、本コードが稠密格子に適用であるか否かを明らかにするための研究の結果を述べたものである。定性的には、よい一致が得られ、本コードの多少の改良により、信頼性の高い高転換炉用再冠水解析コードができることがわかった。又、R&Dの項目が明らかになった。
井口 正; 村尾 良夫; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(11), p.887 - 896, 1987/11
被引用回数：2 パーセンタイル：29.75(Nuclear Science & Technology)本報告は、円筒炉心試験結果を総合的に分析して、コールドレグ注入型ECCS付PWRのLOCA時再冠水過程に関する現行の安全評価解析法を検討した結果である。現行の安全評価解析例として、WREMコードを採り上げる。検討の結果、現行の安全評価解析で用いられている代表的な取扱い手法により最高出力棒の被覆管温度は高めに予測され、WREMコードは円筒炉心試験結果に対して保守性を有することを確認した。WREMコードの円筒炉心試験結果に対する保守性は、サブチャンネル間流体混合効果の無視、高出力域の熱伝達改善効果の無視、円筒炉心試験結果に対して保守的な熱伝達相関式の使用に主として起因していることがわかった。
井口 正; 杉本 純*; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*; 村尾 良夫
JAERI-M 87-052, 112 Pages, 1987/03
冷却水を上部プレナムに注入する型式のPWRのLOCA時熱水力挙動については、評価モデル条件のもとでの再冠水現象については検討されてきたが、リフィル挙動、最適評価条件のもとでの再冠水挙動については明かではなかった。そこで、円筒第二次炉心試験装置を用いて上部プレナム注水条件におけるリフィル挙動、最適評価条件のもとでの再冠水挙動を明らかにする。リフィル期には、円滑に下部プレナム内蓄水量は増加し、リフィルが達成された。上部プレナム注水条件では、上部プレナムで凝縮が起こり、冠水抑制力が弱まり再冠水過程初期にはコ-ルドレグ注水条件の場合より炉心冷却は良かった。これは、再冠水過程初期には上部プレナム注水が-ルドレグ注水より保守的(Conservative)であることを示す。また、最適評価条件で良好な炉心冷却が達成される事を確かめた。
井口 正; 杉本 純*; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*; 村尾 良夫
JAERI-M 87-051, 117 Pages, 1987/03
本報告書は、原研で実施中の大型再冠水効果実証試験計画の中の円筒炉心試験装置による上部プレナム注水試験C2-16の評価結果を示す。円筒炉心試験装置は、1100MWe級PWRを約1/21.4で縮小した試験装置で再冠水現象を良く模擬するように設計されている。本試験の目的は、低圧注入系ポンプの単一故障を仮定した上部プレナム注水条件における再冠水現象を調べる事および冷却水を非対称に注水した時の効果を調べる事である。本試験の結果、次の事がわかった。(1)上部プレナム注水条件では、低圧注入系ポンプの単一故障仮定が無故障仮定に比べて保守的な仮定である。(2)非対称注水を行なっても、炉心冷却挙動は水平断面内で比較的一様であり、局所的な炉心冷却の悪化は見られない。
北條 恒行; 井口 正; 杉本 純; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 85-210, 147 Pages, 1986/01
原研では、加圧水型原子炉における大破断冷却材喪失事故時再冠水過程の熱水力挙動の解析を目的として、REFLAコードを開発している。今回、REFLA-1D/MODE3コードに局所出力効果モデルおよび燃料棒半径方向温度分布モデルの組込みを行い、これらの効果を考慮した解析が可能なバージョンREFLA-1D/MODE4を作成した。作成したコードでは、水平方向出力分布効果を考慮した局所燃料棒温度変化の計算および実燃料棒の模擬等が可能となった。本報告書は、組込んだモデルの概要、モデル組込みにともなう修正内容および作成したREFLA-1D/MODE4コード使用上の情報を含んでいる。
村尾 良夫; 井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.2 - 82, 1986/00
本報告は、コールドレグ注入型ECCS付PWRのLOCA時再冠水過程の主として炉心以外のシステム挙動に関する現行の安全評価解析手法を検討した結果と、より実際に近い解析を行うためのモデルの改良すべき点ならびに計算条件の変更すべき点について検討した結果とについて述べたものである。 主たる結論は次のとおりである。(1) 安全評価解析コード・WREMは安全余裕を持った予測を与える。 (2) より実際に近い解析を行うためには、(i)ECC注入口近傍での熱的非平衡性、(ii)圧力容器側破断コールドレグでの圧力損失、(iii)ダウンカマ、下部プレナムでの高さ方向の温度分布、ボルド率分布、(iv)上部プレナム内蓄水を考慮する必要がある。
