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論文

ROSA/LSTF tests and RELAP5 posttest analyses for PWR safety system using steam generator secondary-side depressurization against effects of release of nitrogen gas dissolved in accumulator water

竹田 武司; 大貫 晃*; 金森 大輔*; 大津 巌

Science and Technology of Nuclear Installations, 2016, p.7481793_1 - 7481793_15, 2016/00

AA2016-0048.pdf:5.15MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.27(Nuclear Science & Technology)

Two tests related to a new safety system for PWR were performed with ROSA/LSTF. The tests simulated cold leg small-break loss-of-coolant accidents with 2-inch diameter break using an early steam generator (SG) secondary-side depressurization with or without release of nitrogen gas dissolved in accumulator (ACC) water. The pressure difference between the primary and SG secondary sides after the actuation of ACC system was larger in the test with the dissolved gas release than in the test without the dissolved gas release. No core uncovery and heatup took place because of the ACC coolant injection and two-phase natural circulation. The RELAP5 code predicted most of the overall trends of the major thermal-hydraulic responses after adjusting a break discharge coefficient for two-phase discharge flow under the assumption of releasing all the dissolved gas at the vessel upper plenum.

論文

蒸気発生器伝熱管内蓄水量測定実験と蓄水量評価モデル

山路 達也*; 小泉 安郎; 山崎 康平*; 大竹 浩靖*; 長谷川 浩司*; 大貫 晃*; 金森 大輔*

混相流シンポジウム2015講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2015/08

PWR小破断冷却材喪失事故時に、過渡的な炉心水位低下をもたらすことが懸念されている、蒸気発生器上昇流側U字管内冷却水滞留を調べることを目的として、凝縮を伴う垂直管内気液対向流の蓄水挙動を実験により調べた。実験は、内径18mm、長さ4mの垂直円管を試験流路として、蒸気と水を用いて圧力0.1MPaの下で行われた。透明管による可視化、及び、真鍮管を用いた蓄水量定量評価の2種の実験を行った。流路下端入口で液が流下できない条件であっても、蒸気は流路を上昇するにつれ凝縮されて流速を減じるため、管路上方で凝縮液流下の状態となり、管路内に二相混合水位が形成され、管路内に凝縮水滞留を生じることを実験的に把握した。さらに実験結果をもとに、蓄水量評価モデルを導出し、蓄水挙動を適切に表現できることを確認した。

口頭

蒸気発生器伝熱管内蓄水量評価モデルの開発,5; 単管及び複数管実験結果

山崎 康平*; 大竹 浩靖*; 長谷川 浩司*; 山路 達也*; 小泉 安郎; 大貫 晃*; 金森 大輔*

no journal, , 

PWR小破断冷却材喪失事故時に、過渡的な炉心水位低下をもたらすことが懸念されている、蒸気発生器上昇流側U字管内冷却水滞留を調べることを目的として、凝縮を伴う垂直管内気液対向流の蓄水挙動を実験により調べた。複数管の相互作用による影響を調べるため、単管実験と並列4本管実験の2種類の実験を行った。実験は、内径18mm、長さ4mの垂直円管を試験流路とし、蒸気と水を用いて圧力0.1MPaの下で行われた。並列4本管の実験の場合の管内蓄水量の方が単管の場合の蓄水量より多い結果となった。並列4本管実験では、上方に流れるにつれ蒸気凝縮量は減じる条件であったが、単管実験では流れ方向均一蒸気凝縮の条件であった。この実験条件の違いが、4本並列管実験で管路上方での蓄水量を少なくしたものと考えられる。

口頭

Study on coolant accumulation in sg U tube upflow side during natural circulation reflux cooling condition of small break loss-of-coolant accidents of pressurized water reactors

小泉 安郎; 山路 達也*; 山崎 康平*; 大竹 浩靖*; 長谷川 浩司*; 大貫 晃*; 金森 大輔*

no journal, , 

PWR小破断冷却材喪失事故時の還流冷却状態において、過渡的な炉心水位低下をもたらすことが懸念される、蒸気発生器上昇流側U字管内冷却水滞留を調べることを目的として、凝縮を伴う垂直管内気液対向流の蓄水挙動に対して熱流動実験を実施した。実験は、内径18mm、長さ4mの垂直円管を試験流路とし、作動流体として蒸気と水を用いて、圧力0.1MPaの条件で行った。実験では、可視化を主目的として透明管による試験体、及び、蓄水量の定量評価を目的とした真鍮管を用いた試験体を用いた。流路下端入口で液が流下できない条件であっても、流路内の上昇に従う凝縮により蒸気の流速が減少するため、管路上方で凝縮液流下の状態となる。これにより、管路内に二相混合水位が形成され、管路内に凝縮水滞留を生じる事を実験的に把握した。これらの現象把握や、蓄水量の定量評価結果をまとめ、蓄水量評価モデルを導出するとともに、実験結果との比較により蓄水挙動を適切に表現できることを確認した。

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