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高瀬 和之; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 秋本 肇
Proceedings of International Meeting on Updates in Best EstimateMethods in Nuclear Installations Safety Analysis (BE-2004) (CD-ROM), p.151 - 152, 2004/11
水冷却炉の炉心熱設計は、一般にシステム解析コードやサブチャンネル解析コードを使って行われる。これらのコードは、炉心条件を模擬した体系で行われた膨大な二相流実験の結果をもとに導出された実験式や構成式を使用することで予測性能の向上を図っている。しかしながら、革新的な水冷却炉を実現するためには、これらの実験式や構成式の適用範囲を超える領域での熱流動評価解析手法の確立が要求されている。そこで著者らは、従来の熱設計手法に炉心内の複雑な沸騰二相流挙動を3次元的に予測できる詳細二相流解析手法を組合せたハイブリッドな評価解析手法を提案した。これは、サブチャンネル解析コードNASCAと二相流解析コードTPFITから構成され、NASCAでは炉心全体の解析を行い、TPFITでは炉心局所の3次元情報を解析する。本提案の手法を革新的水冷却炉の熱設計に使用した結果、スペーサー効果,流動様式遷移,液膜流挙動等に関する3次元二相流現象を従来手法より忠実に再現できる見通しが得られた。
大貫 晃; 吉田 啓之; 秋本 肇
Proceedings of ANS International Meeting on Best Estimate Methods in Nuclear Installations Safety Analysis (BE-2000) (CD-ROM), 17 Pages, 2000/00
将来型炉の候補として原研では稠密炉心を用いた低減速PWRの設計研究を進めている。本研究では稠密炉心の成立性を左右する大破断LOCA時再冠水期の炉心冷却に関するフィージビリティ・スタディを行った。原研で開発整備してきた最適予測コードR-TRAC2000による2次元解析により評価した。評価に先立ち、R-TRAC2000の2次元再冠水挙動への適用性を大型再冠水平板炉心試験の試験データにより検証した。フィージビリティ・スタディの結果、PCT安全基準を満たすうえで上部プレナム注水の併用が有効であることがわかった。
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。