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C.P.Fineman*; 田中 貢; 田坂 完二
JAERI-M 83-097, 27 Pages, 1983/06
LSTFとPWRの2ケースの負荷喪失過渡に対する挙動をRELAP5/MOD1(cycle1)コードで解析した。解析したのは負荷喪失のみの場合(基準ケース)とスクラムしない負荷喪失の2ケースである。これらの解析はLSTFの負荷喪失の最初のものであり、LSTFがPWRの挙動とどれだけよく模擬しているかの最終評価ではない。解析結果からLSTFがPWRの負荷喪失過渡の基準ケースをよく模擬し得ることが分った。2ケースの過渡両方に対しLSTF、PWRともに同様の最終状態に落ち着いた。そして一次系は二次系と同様の操作により安定し、同じ状態に維持された。しかし炉心出力及び流量に差があるため系圧力、温度等の詳細な熱水力挙動は異なっている。これらの点に関してはさらに解析を行い、LSTFの模擬性を向上する方法を見い出すことが望ましい。
C.P.Fineman*; 田中 貢; 田坂 完二
JAERI-M 83-088, 50 Pages, 1983/06
LSTFとPWRの給水喪失過渡の解析をRELAP5/MOD1(Cycle 1)コードで行い、LSTFの模擬製の検討を行った。主給水喪失(基準ケース)、全給水喪失、主給水喪失とタービンバイパス弁の故障が重なった場合、および主給水喪失の後スクラム時に主冷却ポンプがトリップした場合の4ケースの解析行った。その結果LSTFによりPWRの主給水喪失過渡をよく模擬出来ることが明らかとなった。しかし主給水喪失以外の故障が重なった他のケースではLSTFとPWRの挙動に差が生ずる。問題点は炉心出力と流量がLSTFの場合定格の14%しか無いこと、蒸気発生器2次側の初期水量、およびジェットコンデンサーの運転方法である。これらの点についてはさらに解析を行い、模擬性を向上するための実験方法を見い出す必要がある。
田中 貢; C.P.Fineman*; 田坂 完二
JAERI-M 83-067, 26 Pages, 1983/04
ROSA-IV LSTFとPWRの加圧器逃し弁破断事故をRELAP5/MOD1(Cycle1)コードにより解析した。初期条件に差はあるものの両体系に対する計算結果は全体としてよく一致し、LSTFによる加圧器逃し弁破断実験がPWRの事故をよく模擬していることが分った。またLSTFおよびPWRの加圧器逃し弁破断事故時の現象を良く表わすことが示された。また、LSTFおよびPWRのいずれの計算においても、加圧器が満水になっても原子炉圧力容器上部ヘッドの蒸気領域が消滅しないことが示された。
C.P.Fineman*; 田中 貢; 田坂 完二
JAERI-M 82-004, 36 Pages, 1982/03
RELAP5/MOD0とRELAP5/MOD1(Cycle1)コードにより、LOSA-IVLSTF(Large Scale Test Facility)の10%および2.5%コールドレグ破断を解析し、その結果を比較検討した。MOD0コードとMOD1コードの計算結果の差異は大きくないが、その差異は主として2相流流動様式の判別条件および臨界流モデルの差異によるものと考えられた。
田坂 完二; 田中 貢; 伊藤 秀雄; 片多 勝男*; 渡辺 憲次*; C.P.Fineman*; D.R.Bosley*; 斯波 正誼
JAERI-M 9849, 67 Pages, 1981/12
TMI-2号炉事故を契機として軽水炉の安全性研究計画が見宿され、小口径配管破断冷却材喪失事故(SBLOCA)および異常過渡事象に関する研究の重要性が指摘された。これを受けて、日本原子力研究所ではROSA-IV計画を開始し、現在分離効果実験用のTRTF(Two-Phase Test Facility)の建設ならびにシステム効果実験用LSTF(Large Scale Test Facility)の設計を行っている。本報告書はLSTFの設計方針とその主要仕様を紹介したものである。
