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熊丸 博滋; G.Briday*; 久木田 豊; D.Juhel*; R.Deruaz*
ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.285 - 292, 1992/00
PWRのコールドレグ小破断LOCAに関するカウンターパート実験を、2つの総合実験装置、すなわちWH型3420MWPWRの1/48モデルであるLSTF及びフラマトム2775MWPWRの1/100モデルであるBETHSYで実施した。カウンターパート実験の目的は、装置のスケーリング及び装置の相違が小破断LOCA時の熱水力挙動に及ぼす影響について調べることである。両実験の結果は、スケーリングの影響はなく、非常に良く一致した。すなわち、ループシールクリアリング期間中の炉心露出、その後の炉心ボイルオフによる長期炉心露出等の典型的な小破断LOCA時の熱水力挙動を示した。装置の相違による影響として、ループシールクリアリング期間中の炉心の最低水位、その後の炉心ボイルオフによる長期炉心露出の開始時刻等の差が観察された。これらの差は、2つの装置の参照PWRが異なることによる両装置間の形状の差により説明することができた。
P.Bazin*; R.Deruaz*; 与能本 泰介; 久木田 豊
ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.301 - 308, 1992/00
自然循環による一次系の冷却は、加圧水型原子炉の事故時の挙動を理解するうえで非常に重要である。そこでフランスのBETHSY装置及び原研のROSA-IV/LSTF装置を用いて対応実験を行なった。両装置はPWRをそれぞれ1/100(BETHSY)及び1/48(LSTF)の体積比で模擬している。実験は、二次系圧力及び水位を一定とし一次系の冷却材量をパラメーターとして定常的に行なわれた。実験結果は全体的な熱水力挙動が両装置で良く一致する事を示した。特に、単相自然循環、二相自然循環及びリララックス凝縮様式の繊維条件は両実験で一致した。自然循環流量や蒸気発生器細管での逆流挙動については実験で差が見られたが、それらは、装置の流動抵抗の差等の違いで説明する事ができた。
渡辺 正; 久木田 豊
Best Estimate Safety Analysis, p.1 - 7, 1992/00
ROSA-IV/LSTFを用いて行われた美浜2号機蒸気発生器伝熱管損傷事象(SGTR)模擬実験の解析を、現象の理解及び計算コードの評価のため、RELAP5/MOD2を用いて実施した。初期定常状態、及び運転操作条件は実験と同一とした。破断流の計算にはコード内蔵の臨界流モデルを用い、放出係数は1.0とした。破断流量、及び一次系圧力は実験結果と良く一致し、原子炉トリップ、SI信号発信のタンミングは良好に計算された。そのため、ポンプトリップ、及びECCS作動のタイミングは実験とよく一致した。過渡変化中に一次系内で沸騰は計算されなかった。感度計算により、SGTR実験は加圧器の位置(健全側ループにあるか破断側ループにあるか)にはほとんど影響されないことが示された。加圧器の影響は、高温の水及び蒸気の流出によるホットレグへの気泡の混入、及び冷却水の温度上昇であることが明らかとなった。