Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
久木田 豊; 与能本 泰介; 中村 秀夫; 田坂 完二
Proc. Int. Conf. on Thermal Reactor Safety, p.177-1 - 177-10, 1988/00
PWRのコールドレグ小破断LOCAにおいては、蒸気発生器一次側の冷却材挙動が炉心水位に重大な影響を及ぼす。本報ではROSA-IV計画LSTF装置によるコールドレグ5%破断実験の結果と同実験を計算コードRELAP5/MOD2により解析した結果を示し、炉心冷却挙動を支配する減少と解析上の問題点について述べる。
C.Renault*; 久木田 豊; 田坂 完二
Proc. Int. Conf. on Thermal Reactor Safety, p.178-1 - 178-10, 1988/00
ROSA-IV LSTF装置によるPWRホットレグ小破断LOCA総合実験SB-HL-03計算コードCATHAREにより解析した結果を報告する。本実験では実炉における直径2インチの破断を模擬し、高圧注入系の不作動を想定した。破断後、ホットレグ内の流れはすみやかに成層流となり、破断口より上方に水位が形成された。このたる低クオリティ二相流の放出が長時間続き、約2,600sで炉心露出が開始した。CATHAREコードによる解析は実験結果を定性的に再現したが、炉心露出の開始は実験より遅れた。この原因は、水平成層流の相間摩擦の過大評価の結果ホットレグ水位が低目に計算され、破断流クオリティが過大であったこと、LSTF圧力容器内部漏洩量のモデル化が適切でなかったこと、の2点である。
与能本 泰介; 田坂 完二
Proc. Int. Conf. on Thermal Reactor Safety, p.176-1 - 176-10, 1988/00
小破断LOCA時には重力による相分離が著しく、一次系主配管内の流れは層状流となる。従って、破断口と破断配管内水位との相対的位置により破断流のクオリティが大きく変化する。本報では、水位と破断流クオリティならびに破断流量の関係を理論的に導出する。本理論による予測結果は、流体が破断口の両面から対称な流入するような条件で得られた実験結果と良好に一致する。
村松 健; 阿部 清治; 井田 三男*; 渡邉 憲夫; 原見 太幹; 山野 憲洋; 早田 邦久
Proc. Int. ENS/ANS Conf. on Thermal Reactor Safety, Vol. 1, p.47-1 - 47-10, 1988/00
原研の開発した炉心溶融事故解析コード体系THALES/ARTを用いて、Browns Ferry 1号機(BWR)を対象として、事故時ソースタームの感度解析計算を実施した。まず、3つの標準ケースを定義し、解析した。これらは、小破断LOCA、大破断LOCA、発電所停電に始まる事故である。次いで、数十ケースの感度解析計算を行って、どのようなパラメータがソースタームに大きな影響があるか調べた。
阿部 清治; 田中 歳明*; 蛯沢 勝三; 及川 哲邦; 千草 剛*
Proc. Int. ENS/ANS Conf. on Thermal Reactor Safety, Vol. 2, p.69-1 - 69-10, 1988/00
原子力発電所の地震リスク評価は、(1)地震危険度評価(2)建屋・機器の応答評価(3)損傷確率評価(4)地震時システム信頼性評価の4つのタスクの順に行なわれる。本報告では(1)から(4)についての開発概要を述べるとともに開発した手法を用いての一貫結果について紹介する。