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与能本 泰介; 秋永 誠*; 安部 信明*; 田坂 完二; 青木 英人*; 斯波 正誼
JAERI-M 83-046, 144 Pages, 1983/03
HPCS故障を仮定した再循環ポンプ入口側配管での両端破断LOCAを対象とし、RELAP4/MOD6/U4/J3コードにより、BWRとROSA-IIIの両体系を同じモデルで解析し、実験データとあわせて比較検討し相似性を調べた。その結果、系圧力の変化は両者とも実験結果とほぼ一致すること、水位および被覆管表面温度挙動は、こまかい点に関しては、さらに検討が必要であるが、全体的傾向は実験データと一致しROSA-III実験によりBWRの大破断LOCAの主要現象が充分な精度で模擬しうることがわかった。
早田 邦久; 田坂 完二; 安部 信明*; 斯波 正誼
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(7), p.537 - 558, 1983/00
被引用回数：12 パーセンタイル：77.07(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置において単一故障をECCSに仮定し、BWRのLOCA模擬実験を行った。破断位置はいずれも再循環系のポンプ入口であり、破断位置はいずれも再循環系のポンプ入口であり、破断形式は200%両端破断である。実験結果から単一故障を仮定することにより当然ECCSによる炉心冷却機能は低下するが、なおかつ設計基準事故に対し充分な炉心冷却能力をもっていることが明らかとなった。燃料棒表面最高温度は600
C以下であり安全評価指針の1200Cより充分低くなっている。RELAP4/Mod6による解析結果はブローダウン過程において実験結果とよく一致した。
田坂 完二; 斯波 正誼; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 安部 信明*; 鈴木 光弘
Nuclear Technology, 57, p.179 - 191, 1982/00
被引用回数：11 パーセンタイル：73.29(Nuclear Science & Technology)ROSA-IIIはBWRを体積比1/424で模擬した装置であり、冷却材喪失事故の総合実験を目的とする。炉心は電気加熱のヒータピンで模擬されている。基準実験シリーズの結果からROSA-III装置がBWRのLOCAの主要現象;炉心水位の低下による沸騰遷移、下部プレナムフラッシングによるリウェット、ECCS作動による最終的なクエンチング、などを模擬しうることが分った。RELAP5/Mod0コードによる計算結果と実験結果との全体的な一致はよい。しかしながら下部プレナムフラッシングにより全炉心がリウェットすると計算され、炉心上部における被覆管表面温度の計算値は実験値と比較してかなり低くなっている。
安部 信明*; 熊丸 博滋; 田坂 完二
JAERI-M 9621, 116 Pages, 1981/08
日本原子力研究所のROSA-III計画の一環としてCSNI(Comittee on the Safety of Nuclear Installation)の国際標準問題第12番(ISP-12)に対する実験RUN912が行なわれる。ROSA-III実験RUN912は沸騰水型原子炉の再循環ポンプ吸込側配管の5%スプリット破断を模擬し高圧炉心スプレの単一故障を仮定してしいる。ROSA-III実験RUN912の予測解析をRELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードを用いて行なった。RELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードは軽水炉の冷却材喪失事故および過渡変化時の熱水力現象を解析するコードである。RELAP4JおよびRELAP4/MOD6コード均質平衡の二相流モデルに基づいているのに対し、RELAP5/MOD0コードは非均質非平衡の二相流モデルに基づく最新のコードである。この予測解析により各コードの特徴が把握でき、冷却材喪失事故解析コードの評価を有効に行なう事ができる。
安部 信明*; 田坂 完二
JAERI-M 9476, 60 Pages, 1981/05
RELAP5コードの沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故解析への適用性を検討のためROSA-III実験RUN704の解析を行った。RELAP5コードは軽水冷却型原子炉の冷却材喪失事故および過渡変化時の熱水力挙動を解析するために開発された最新のコードであり、一次元の非均質非平衡な二相流モデルに基づいている。解析の結果、RELAP5コードの二相流モデルが従来のRELAP4コードより優れているため、下部プレナムフラッシングによる炉心入口流量の増加およびリウェットが良く計算できた。炉心出入口での気液二相の熱対向流、高圧炉心スプレー系作動後の上部プレナムでの気液二相の熱的非平衡も計算できた。しかし、炉心の再冠水およびヒータ表面のクエンチは計算できなかった。
村松 健; 新谷 文将; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 安部 信明*; 田坂 完二
JAERI-M 9413, 91 Pages, 1981/03
THYDE-B1はBWRの非常用炉心冷却系(ECCS)の性能評価のために開発されたコードであり、冷却材喪失事故(LOCA)時の一次系の熱水力的応答を解析する。特に小破断の場合の炉内圧力と炉心水位の挙動の解析に適したモデル構成を採っている。本コードの検証のためにBWR/LOCAの総合実験装置ROSAIIIによる、再循環ループの5%破断を模擬した実験RUN804を解析した。解析においては、圧力と水位の計算に影響する数種の入力パラメータに関する感度解析も合わせて行った。炉心水位および燃料棒温度の計算結果は実験結果と定性的によく一致し、これにより小破断LOCAでは水位低下により燃料温度の上昇が起こることを再確認し、また同コードの水位計算モデルが小破断LOCAに適用可能であることを示した。また精度向上のために炉心スプレイによる冷却のモデル等の改良が必要であることも指摘した。
山野 和秋*; 安部 信明*; 田坂 完二
JAERI-M 9359, 29 Pages, 1981/02
RELAP5コードのプロット機能の改善のため、従来のLFTPLT7コードにRELAP5コードの計算結果をプロットする機能を追加したプロットプログラムLFTPLT8を作成した。また、これにともないRELAP5コードの改良も行なった。この結果、LOFT協定に基づき入手するLOFT実験データ、ROSA-III実験データおよび解析コード(RELAP4J、RELAP4/MOD5、ALARM-P1、RELAP5/MODO)の計算結果との比較が可能となった。
小泉 安郎; 田坂 完二; 安部 信明*; 斯波 正誼
ANS Specialists Meeting on Small Break Loss-of-Coolant Accident Analyses in LWRs, p.5 - 51, 1981/00
抄録なし
安部 信明*; 田坂 完二
JAERI-M 9156, 40 Pages, 1980/11
均質平衡モデルのRELAP4Jコードを用いBWR LOCAの標準模擬実験であるROSA-III実験RUN 704の感度解析を行なった。その結果、炉内圧力変化およびヒータ表面での沸騰遷移動発生時刻はジェットポンプ吸込部の逆流抵抗に大きく影響される事がわかった炉心内水位変化とヒータ表面温度変化には密接な関連があり、リウェットおよびクエンチ過程でのヒータ表面温度変化を正確に計算するには炉心内の水位計算を正しく行なう必要がある。このためには現在の気水分離モデルに基づく水位計算のみでは不十分であり、炉心出入口におけるCCFLおよび気液間のスリップを直接考慮できるようにRELAP4Jコードを改良することが必要である。
安部 信明*; 田坂 完二
JAERI-M 8728, 17 Pages, 1980/03
ROSA-III実験において、沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故時の熱水力現象を正しく模擬するには実機における冷却材への伝熱量を正確に評価し、それを電気出力変化として冷却材へ伝える必要がある。実機の核分裂出力について水の密度反応度、燃料のドップラー反応度を考慮して評価し、あわせて長時間にわたる崩壊熱計算をより正確に行なう事により、実機における冷却材への伝熱量変化を求め、中小破断模擬実験でも使用可能なROSA-III実験装置の模擬炉心に対する電気出力変化を与えた。
