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報告書

ROSA-II試験データ報告,5; Runs 310,311,312,313,317

傍島 真; 安達 公道*; 岡崎 元昭*; 鈴木 光弘; 生田目 健; 斯波 正誼; 松本 巖; 鈴木 紀男; 村田 秀男; 千葉 辰夫; et al.

JAERI-M 6709, 169 Pages, 1976/09

JAERI-M-6709.pdf:3.82MB

本報文はPWRのLOCAの模擬試験であるROSA-II試験結果の1部(Runs 310,311,312,313,317)をまとめたものである。これらのテストはいずれも口径37.5mm$$Phi$$の低温側配管の両端ギロチン破断であり(Runs 310のみ圧力容器側破断口径が25.0mmとなっている)、実験条件の異なっているの羽ECCSの注入条件、炉心加熱条件、破断口径である。これらの試験結果により次のような結論が得られた。(1)ROSA-II試験では、低温側配管に注入したACCとLPCIの水が大部分破断口へ流出してしまった。(2)ACC注入によりかなり大きい凝縮効果が現われた。これは炉心部の下向き流れを促し、一時的には炉心の冷却に役立ったが、ダウンカマー部でのバイパス現象も強める結論となった。(3)LPCIを高音側配管に注入した場合、低温側配管に注入した場合に比べて炉心の冷却がよくなった。ただし炉心に上から冷却材が流下する場合、炉心の各部で冷却の良否にかなり大きな分布が見うけられた。

報告書

ROSA-IIによる上部ヘッド注入系(UHI)の挙動に関する試験研究

斯波 正誼; 安達 公道; 岡崎 元昭*; 田坂 完二*; 鈴木 光弘; 傍島 真*; 松本 巖; 村田 秀男; 千葉 辰夫; 伊藤 秀雄; et al.

JAERI-M 6707, 169 Pages, 1976/09

JAERI-M-6707.pdf:4.2MB

ROSA-II試験装置に上部ヘッド注入系(UHI)およびUHI用の各種炉内構造物を取付けて、UHI付きPWRの冷却材喪失事故(LOCA)における一次系内の熱水力学的挙動の基本的な特性について実験的に確認した。9RUNの低温側配管最大口径両端破断実験および1RUNの中口径部分破断実験を行ない、次の2つの事実を明らかにした。(1)上部ヘッド内の流体の混合は完全ではない。(2)蒸気またはニ相流体中への冷水の注入は大きな擬縮域圧をひきおこす。これらの事実は、LOCA時の一時系内の流れのパターンに強く影響する。

報告書

軽水炉冷却材喪失事故時の一次冷却系内の熱水力学的挙動; ROSA-Iによる模擬試験結果

島宗 弘治; 斯波 正誼; 安達 公道; 生田目 健; 鈴木 紀男; 大久保 薫; 千葉 辰夫; 伊藤 秀雄; 傍島 真; 山本 信夫; et al.

JAERI-M 6318, 157 Pages, 1975/11

JAERI-M-6318.pdf:5.95MB

軽水炉の冷却材喪失事故について知見をえるため、安全工学第一研究室が昭和45年12月から昭和48年3月にかけて実施したROSA-I計画の総合報告書である。最初に実験研究の目標について説明し、ついで実験装置および実験データを詳細に紹介し、最後に実験データを用いて行った解析についてふれる。

報告書

ROSA-II試験装置の概要

斯波 正誼; 安達 公道; 松本 巖; 鈴木 紀男; 村田 秀男; 千葉 辰夫; 伊藤 秀雄; 大崎 秀機; 山本 信夫

JAERI-M 6247, 109 Pages, 1975/11

JAERI-M-6247.pdf:3.92MB

このレポートは、日本原子力研究所で行なわれている加圧水型炉の冷却材喪失事故の模擬試験であるROSA-II計画に使用しているROSA-II装置の詳細な説明である。説明はとくにROSA-II計画の実験解析を行なうさいに必要と考えられる装置の諸元等の紹介に重点をおいている。計測器についても詳しく紹介する。

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