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功刀 資彰; 横川 三津夫; 千葉 猛美*
JAERI-M 88-119, 80 Pages, 1988/07
最近の計算機の高速化・記憶容量の増大に伴って原研内での利用(特に、高温工学試験研究炉関係での)が急速に高まっている3次元熱流体解析コードSTREAMのベクトル化を行い、従来の同コードに比べて約20倍の高速化を達成した。本報告は、ベクトル化作業の概要と計算手法の検討を行った結果をまとめたものである。
石神 努; 浅香 英明; 小林 健介; 堀井 英雄*; 千葉 猛美*
Source Term Evaluation for Accident Conditions, p.733 - 744, 1986/00
BWR(マークI型格納容器)プラントにおける2つの代表的炉心溶融事故、全交流電源喪失事故(TB')と崩壊熱除去機能喪失事故(TW),をRETRAN02及びMARCH1.0を用いて解析した。炉心露出や格納容器破損など公衆への安全に脅威となる事象の発生時刻を推定するとともに、運転員による回復操作の効果について検討した。 TB'では、直流電源持続時間を7時間とした場合炉心露出開始までの時間が約8時間、格納容器破損までの時間が約13時間と推定される。それまでに交流電源が回復すれば格納容器の健全性を保つことができる。TWでは、格納容器破損までの時間が約26時間と推定される。それまでに残留熱除去系が回復すれば、格納容器並びに炉心の健全性を保つことができる。
小林 健介; 堀井 英雄*; 石神 努; 千葉 猛美*
日本原子力学会誌, 27(1), p.56 - 65, 1985/00
被引用回数：1 パーセンタイル：24.17(Nuclear Science & Technology)炉心溶解事故の一例として、米国Brownsferry1号炉の全交流電源喪失事故を対象に格納容器内熱水力挙動の感度解析を行った。このシーケンスは、事故初期段階のみ直流電源が使用可能であると仮定するため、いずれは炉心溶融に至る苛酷なものである。MARCH1.0コードを使用した。感度解析においては、重要と思われるいくつかの入力パラメータをそれぞれ独立に上限値、下限値に設定して計算を行い、標準値に対する変動幅を調べた。以上の感度解析を通じて、何らかの回復措置を採らなければ格納容器は過温破損に至るが、これはMARCHコードに内蔵されたデブリーコンクリート相互作用の解析結果モデルと格納容器破損モードに関わる入力パラメータに強く依存していることを示した。また、解析結果に大きな影響を及ぼす重要な入力パラメータを摘出し、今後実施が望まれる実験等、いくつかの課題をまとめた。
渡邉 憲夫; 千葉 猛美*; 及川 哲邦; 阿部 清治
JAERI-M 84-173, 40 Pages, 1984/09
原子力プラントの安全性を評価するための熱水力計算コードが数多く開発されている。それらの計算コードでは工学的安全施設等の動的機器の作動/不作動を考慮する必要がある。本報で紹介するLOGIC1は、動的機器の動作を模擬するプログラムライブラリで、計算コードの標準化の一環として開発したものである。本ライブラリを熱水力計算コードに適用すれば、動的機器の制御論理だけでなく、運転員の介入や機器故障などを計算とは独立に模擬することができ、計算コードの作成を容易に行える。また、フォールト・ワリーやイベント・ワリーの作成により得られた知見を直接熱水力挙動解析に反映させることが可能である。特に、炉心溶解事故解析のように、考慮すべき動的機器の数や種類が多い場合には本ライブラリの適用が有効であり、現在開発中である炉心溶解事故時の熱水力挙動解析コードシステムTHALESへの適用を行っている。
