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文沢 元雄; 菱田 誠; 稲垣 嘉之
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics, p.369 - 376, 1992/00
高温ガス炉では、原子炉の上部に接続されている配管の破断事故が生じると、破断口から空気が炉内に浸入する。炉内への空気の浸入特性は、破断口における対向流(又は置換流)挙動に依存する。そこで、本研究ではレーザー流速計を用い、流れを乱すことなく、置換する体積流量を算出する手法を検討した。その結果、半球容器内面温度が冷却容器内面温度に等しい場合置換する体積流量は、半球容器内面温度が加熱温度に等しい場合に比べて、約64%に低下することが分かった。また流量の標準誤差は15~22%であることも分かった。
K.Tae-il*; 岡本 孝司*; 班目 春樹*; 文沢 元雄
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics, p.541 - 546, 1992/00
本研究は仕切り板を有する破断口(開口流路)でのヘリウム・空気置換流挙動を調べたものである。また本研究は複数のスタンドパイブが同時に破断した高温ガス炉仮想事故時において、破断口での置換流挙動を調べる研究の一環として行ったものである。その結果、仕切り板が置換流量に及ぼす影響が破断口形状により大きく異なることが明確になった。特に、開口部長さと直径比が大きい場合、円管状開口部の場合に比べて、仕切り板を有する場合の置換流量は非常に多くなることが分かった。この現象を説明するために摩擦損失等を考慮した解析でモデルを提案し、実験事実を再現することができた。
平野 雅司; 渡辺 正
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5,Vol. 1, p.165 - 173, 1992/00
リスク評価解析研究室では、事故・故障の分析・評価に関する研究として、原子力発電所で実際に起きた事故事例の詳細な解析を実施している。この研究の一環として、昨年2月に美浜2号炉で発生した蒸気発生器伝熱管損傷事象と同事象を忠実に模擬したROSA-IVSB-SG-06実験の解析を実施した。この解析には、米国で開発された過渡熱水力解析コードTRAC-PF1を用いた。この解析は、同一の解析コード及び類似の入力モデルを用いた点に特徴がある。こうした解析は、これまでに例がない。この解析により、解析コードの高い解析能力が示されたとともに、実験結果を実炉での実事象に外挿する際に不足な情報を補間することができた。
更田 豊志; 藤城 俊夫
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5,Vol. 3, p.753 - 761, 1992/00
苛酷な反応度事故条件下では、溶融した燃料が被覆管の破損口から冷却材中に噴出して、水蒸気爆発などの燃料/冷却材相互作用を生じ、圧力波の発生並びに冷却材の吹き上げによる水塊の衝突などの破壊力が発生する。このとき、燃料棒の初期内圧は、溶融燃料の噴出速度、即ち溶融燃料と冷却材の粗混合条件に影響を及ぼし、発生破壊力を左右する。そこで、燃料棒初期内圧を変化させたNSRR実験を実施し、発生圧力及び機械的エネルギに及ぼす影響を明らかにした。高加圧燃料棒の場合には、極めて高い圧力の発生が燃料棒破損直後に記録された。一方、燃料棒破損直後の破壊力発生に加えて、二次的な激しい燃料/冷却材相互作用が遅れて生じる可能性のあることが示された。また、微粒子化した燃料の粒子径分布について検討を加え、Rosin-Rammler分布関数を用いて粒子の比表面積を求め、微粒子化の程度と発生破壊力の関係を定量的に明らかにした。