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論文

ROSA/AP600 testing; Facility modifications and initial test results

久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.259 - 265, 1996/03

 被引用回数:22 パーセンタイル:13.69(Nuclear Science & Technology)

原研と米国原子力規制委員会は、ROSA-V計画大型非定常装置(LSTF)を用いてウエスチング社が開発したAP600型炉の過渡現象に関する確証総合実験を共同で行っている。本装置はもともと在来型の4ループ加圧水型原子炉を模擬しているが、AP600特有の機器を付加する改造を行った。改造後のLSTFはAP600を圧力、高さについては1/1で、体積については1/30.5で模擬している。94年8月までに、本装置を用いて、コールドレグ破断、均厚配管破断、自動減圧系誤差開放を起因事象とする冷却材喪失事故に関する5回の実験を行った。実験結果は、炉心冷却と崩壊熱除去に関するAP600受動安全系の良好な性能を示している。

論文

Non-condensable gas effects in ROSA/AP600 small-break LOCA experiments

中村 秀夫; 久木田 豊; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART A), p.237 - 244, 1996/00

ROSA-AP600実験で観察された蓄圧注入系与圧用窒素(N$$_{2}$$)ガスのPRHRとCMTへの蓄積条件と、各々の機器の除熱能力に及ぼす影響を、実施した14実験からまとめると共に、CMT内の濃度変化を推定した。AP600では事象の終盤に、蓄圧注入系からN$$_{2}$$ガスが一次系に流入する。その際、PRHRにはADS作動後ホットレグに水位が形成された場合にのみ、CMTには、コールドレグに水位が形成され、かつ均圧ラインが順流の時に各々流入、蓄積することがわかった。ただし、このようなN$$_{2}$$ガスの蓄積は通常ADS作動後に生じるため、系への影響は小さいことがわかった。CMTへの蓄積は逆に、円滑な冷却材の注入を促すことがわかった。更に気相密度の安定成層を仮定し、温度分布から求めたCMT内N$$_{2}$$ガス最大蓄積量は、蓄圧注入系から放出される相当部分に達する可能性があることを示した。

論文

ROSA/AP600 testing: Facility modifications and initial test results

久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

NUREG/CP-0140 (Vol. 2), 0, p.203 - 216, 1995/00

原研と米国原子力規制委員会は、ROSA-V計画大型非定常装置LSTFを用いてウエスチング社のAP600炉の過渡現象に関する高圧での確証総合実験を共同で行っている。もともと従来型の加圧水型原子炉を模擬する本装置にAP600特有の機器を付加する改造を行った。改造されたLSTFはAP600炉を圧力、高さについては1/1で、体積については1/30.5で模擬している。これまで、本装置を用いて、コールドレグ、圧力均圧配管、圧力容器直接注入配管の破断に関する7回の冷却材喪失事故実験を行った。実験結果は、概ね、炉心冷却と崩壊熱除去に関するAP600の良好な性能を示している。

論文

ROSA/AP600 characterization tests and analysis of 1-inch cold leg break test

R.R.Schultz*; J.M.Cozzuol*; R.A.Shaw*; 与能本 泰介; 久木田 豊

NUREG/CP-0140 (Vol. 2), 0, p.217 - 238, 1995/00

原研では、米国NRCとの協定に基づき、WH社の開発になる次世代型PWRであるAP600炉の事故時挙動に関する熱水力総合実験(ROSA/AP600実験計画)を実施している。このため、原研のLSTF装置にAP600炉固有の受動的安全機器を付加し、改造後の装置について、各部の流動抵抗等、実験解析上重要な特性を実測し、仕様の範囲内にあることを確認した。また、第1回実験として実施したコールドレグ1インチ破断実験をREALP5/MOD3コードにより解析し、炉心補給水タンクによる安全注入など主要な現象が概ね再現されることを確認した。

論文

受動安全PWR(AP600)の事故時熱水力挙動に関する総合実験

安濃田 良成; 久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

日本機械学会第72期通常総会講演会講演論文集,III, 0, p.413 - 414, 1995/00

原研は、米国NRCとの協定に基づき、受動安全機能を高めた次世代のPWRであるウェステングハウス社のAP600炉の工学的安全性に関する総合実験を、ROSA-V計画LSTF装置にAP600炉特有の機器を付加して実施している。これまでに、コールドレグ、均圧ライン、DVIラインの小破断LOCA及び全交流電源喪失や蒸気発生器伝熱管破断を原因とする異常な過渡変化に関する実験を合計10回実施した。これら全ての実験において、AP600炉の受動安全機器がほぼ想定どおり作動し、十分な炉心冷却が維持された。また、1次系圧力は大気圧付近まで自動的に減圧され、最終的にIRWSTから重力のみによる連続的な注水が行われた。その他、蓄圧注水系から1次系内に流入した窒素の影響や、直接接触凝縮による圧力変動が観察されたが、これらは系全体の挙動に大きな影響を与えるものではなかった。

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