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渡辺 正; 久木田 豊; 間庭 正樹*
Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, p.349 - 357, 1991/00
コード解析における入力モデル作成時のユーザーの様々な選択が解析結果に及ぼす影響について調べた。小破断LOCA解析の一例としてROSA-IV/LSTFの5%コールドレグ破断実験を、RELAP5/MOD2コードを用いて解析した。炉心と蒸気発生器上昇流側のモデル化、及び破断流のオプションが結果に大きく影響することが示された。これらは解析対象となる物理現象が複雑である場合に、流動様式の変化、或いは相間まさつの評価等のコードの特性が入力モデルによって強調されて現れることが確認された。このようなユーザー効果を少くするためには、計算結果に対する工学的な判断、コード使用上の適切なガイドライン、感度計算の実施等が必要であると結論された。
中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊
Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, p.497 - 503, 1991/00
ROSA-IV/LSTFを用いて、原子炉停止後のミッドループオペレーション(1次系水位を低下させて各種メインテナンス作業)実施中の余熱除去(RHR)喪失事象を模擬した実験を実施した。ここでは、開口部やレグ閉鎖部の位置、蒸気発生器(SG)2次系冷却材の有無をパラメータとした3例の実験結果についてまとめた。実験では、いずれも炉心が沸騰して1次系が加圧され、その後連続的に、炉心露出を伴うループシール解除や長期間の炉心ボイルオフ等が観察された。その際2次系冷却材は、沸騰する炉心で生じる蒸気のSG細管内での蒸気凝縮を促進し、1次系冷却材の保持および圧力昇速度低下に有効となることが観察されたが、同時に事象発生時に1次系気相部を満たしていた非凝縮性ガス(空気)が、SG細管内での蒸気凝縮を強く防げる効果が有ることがわかった。