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竹本 昌史; 中村 秀夫; 大和田 明彦; 大崎 秀機
JAEA-Research 2006-009, 48 Pages, 2006/03
JAEA-Research-2006-009.pdf:3.8MB
加圧水型原子炉のLOCA時には、ECCSの蓄圧タンクから注水が終了した後、同タンクから1次系に加圧用の窒素(N
)ガスが流入する。ガスは圧力容器の頂部や蒸気発生器などに蓄積されるため、蒸気発生器伝熱管内での凝縮熱伝達が阻害され、蒸気発生器の2次側減圧による1次系の減圧が充分に行えない事態が生じ得る。これらの熱伝達,減圧阻害を解明するためには、蓄積した非凝縮ガスの濃度の定量的な把握が必要とされているがNガスの濃度を直接測定することは難しいため、測定例は見あたらない。このような背景より、ROSA計画大型非定常実験装置(LSTF)の圧力容器や蒸気発生器に蓄積されるガス濃度が直接測定できるようにするため、蓄圧タンクの加圧ガスに空気を用いるとともに、ジルコニア酸素濃度計,タービンメータ等を組合せ,微少流量の高温、高圧状態の蒸気中の酸素濃度が計測できる非凝縮ガス濃度測定装置を開発した。本報では本装置の概要,操作方法等を紹介するとともに、性能確認のため各種条件下で行った酸素濃度測定結果及びLSTFへの適用性について報告する。
近藤 昌也; 笠原 陽一郎*; 野口 芳宏*; 國枝 紀*; 大崎 秀機; 安濃田 良成; 久木田 豊
JAERI-Tech 96-004, 74 Pages, 1996/02
原研ではROSA-V/LSTF装置を用いて加圧水型原子炉(PWR)の冷却水喪失事故(LOCA)をはじめとする各種事故時の現象を実機圧力・実時間で模擬した実験を行っている。装置には2400点に及ぶ計測系が設置されているが、装置内の現象は各機器間の流動が複雑に絡み合ったものとなるため、データの解読には多くの経験と時間を要する。そこで、実験中に装置内の冷却水分布、温度分布及び流動を実時間でグラフィック表示するためのシステムを作成した。本システムにより実験実施中に現象の推移を把握し、運転操作のための判断や、実験の成否の判断を的確に行うことが可能になった。また、本システムを用いて実験後に再生表示を行うことにより、実験結果の解釈や国際協力における意志疎通などに役立っている。
与能本 泰介; 斎藤 誠之*; 黒田 猛*; 安濃田 良成; 久木田 豊; 大木 友三郎; 伊藤 秀雄; 大崎 秀機; 大和田 孝雄; 錦沢 友俊; et al.
JAERI-M 94-069, 145 Pages, 1994/03
本報は、1992年9月17日にROSA-IV LSTF装置を用いた行った重力駆動安全注入実験のデータをまとめたものである。この実験は加圧水型原子炉(PWR)小破断冷却材喪失事故時における重力駆動安全注入系の熱水力挙動を検討するために行なわれたものである。実験で使用した注入系は炉容器の上部に置かれたタンクと一次系に対する注入及び均圧のための配管系で構成されており、初期状態では加圧器と同圧の常温水をタンク内に保有している。実験では破断の開始と同時に注水及び均圧配管の弁を開放した。この直後にタンクとこれらの配管において自然循環が生じ、コールドレグからの高温水の流入によりタンク内に温度成層が形成された。この温度成層のため、タンク水位が低下する時、安全注入に悪影響を与える蒸気と常温水の直接接触による凝縮減圧は発生しなかった。
近藤 昌也; 滝川 好夫*; 安濃田 良成; 大崎 秀機; 久木田 豊
JAERI-M 93-221, 131 Pages, 1993/11
ROSA-V計画では、加圧水型原子炉(PWR)におけるシビアアクシデント防止のためのアクシデントマネージメント模擬実験を大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施する。本報では、この実験に際して試作した実時間グラフィック表示システムについて報告する。本システムはIBM製のワークステーション上で動作するもので、LSTFに設置されている約2500CHの測定器のうちの512CHが入力される。また、その機能は大きく3つに分類できる。すなわち、(a)LSTF1次系及び2次系の冷却材分布の表示機能、(b)LSTFにおける任意の位置の測定値の表示機能、(c)測定値の履歴の表示機能である。本システムをいくつかのアクシデントマネージメント実験に適用したところ、実験中の運転操作の決定の助けになることが判明した。
久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.
JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01
本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。
熊丸 博滋; 平田 和男*; 中村 秀夫; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 片山 二郎; 山本 信夫; et al.
JAERI-M 89-027, 105 Pages, 1989/03
本報はROSA-IV計画の大型非定常試験装置(LSTF)による高圧注入系(HPIS)の故障を仮定した5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-18の実験データをまとめたものである。実験では炉心露出が2回観察された。第一回目の炉心露出は、ループシールクリアリング時に発生した。この炉心露出は、蒸気発生器(SG)Uチューブ及びSGプレナムの上昇流側と下降流側での冷却材のホールドアップの差により生じるマノメータ効果により増幅された。本実験の燃料棒表面最高温度(PCT)は、ループシールクリアリング直前のこの一時的な炉心露出の間に観察された。第2回目の炉心露出は炉心ボイルオフにより発生したが、畜圧注入系(ACC)が自動的に作動した後に炉心冷却は回復した。本報は、本実験の全データをまとめたものである。データは工学単位に変換して集録されている。
ROSA-IVグループ*; 田坂 完二; 田中 貢; 鈴木 光弘; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 山本 信夫; 熊丸 博滋; 川路 迅裕; et al.
JAERI-M 84-237, 300 Pages, 1985/01
ROSA-IV計画では、大型非定常試験装置(LSFF)を用いて、PWR小破断冷却材喪失事故及び運転時の異常過渡に関する総合実験を行う。本報は、LSTF実験の結果を理解するのに必要となる情報を提供することを目的としている。本報では、ROSA-IV計画の概要ならびにLSTF装置の設計条件、装置各部の構造及び機能、計測制御系、データ収録系、さらに、LSTF装置で行われる実験の概要について述べる。
傍島 真; 大崎 秀機; 村田 秀男
JAERI-M 8499, 137 Pages, 1979/11
BWRの冷却材喪失事故(LOCA)の模擬試験であるROSA-IIIにおいて、試験データとして測定される項目の概要を示すとともに、試験データを一般の利用に供し得るように、データ・テープを計算機で処理し、作図するために作成したプログラムの解説とその使用法を示した。本プログラムは実験データと同一図上にRELAP、ALARM系統のLOCA解析コードによる解析結果を作図し、比較させる機能をも有するものである。処理プログラムに続き各実験RUNの編集テープは逐次公開される。
鈴木 光弘; 大崎 秀機; 関口 修一*
JAERI-M 8287, 55 Pages, 1979/06
ROSA-II試験データは既にJAERI-Mレポート等で公表されているが、データをより詳細に検討したいという所外からの要望もあり、今回、原研の計算センターに、同センターの一般利用者が利用できる公開の実験データ編集テープを置くことにした。所外の利用者の場合にはこのテープの複写をとることを安全工学第一研究室あてに申し込んだ上で複製を作り、かつ使用する計算機に上記編集テープの出力用プログラムが適用できることを確認して利用することが必要である。出力させることのできるのは、プロッターとコムによるデータの図面と、データの数値表である。出力させる上で図面のX軸(時間)、Y軸(物理量)の範囲を変更することと、出力させるデータの組合せの変更ができる。なお、上記の公開編集テープは計算センター所管のSLTAPEを業者の1人が借用しているもので、一定期間の後には返却を要する。その際は上記研究室の同種テープを利用できる。
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
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
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。
早田 邦久; 山本 信夫; 大崎 秀機; 斯波 正誼
JAERI-M 6708, 59 Pages, 1976/09
透明テスト部を用いたブローダウン実験を行ない、ブローダウン中の冷却材の挙動について定性的な現象の把握を行なった。実験は、放出形式、初期圧力、初期液温、発熱体電気入力、発熱体本数等をパラメータとして、それぞれがブローダウン現象に及ぼす影響を調べた。また、各実験データの解釈を行なった。その結果、放出形式による流動状態の相違、それに基づくDNB発生までの経過の相違などが明らかになった。
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
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。
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
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。
中村 秀夫; 大和田 明彦; 大崎 秀機
no journal, ,
高圧蒸気中の酸素濃度を測定するため、ジルコニア酸素濃度計を用いた測定装置を製作するとともに、ROSA/LSTFにおいて蒸気中の酸素濃度測定を行い、装置性能及びROSA/LSTF実験への適用性を確認した。