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安濃田 良成; 中村 秀夫; 渡辺 正; 平野 雅司; 久木田 豊
Int. Conf. on New Trends in Nuclear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.539 - 545, 1994/00
美浜2号機蒸気発生器伝熱管損傷事象について実験および解析によるシミュレーションを行った。実験は、実炉の1/21モデルの実験装置であるLSTFを用い、解析は、RELAP5/MOD2コードとTRAC-PF1/MOD1コードを用いた。シミュレーションの目的は、事故時の熱水力現象を詳細に調べることである。実験と解析を同時に行い、相互に結果を比較することによって、現象の理解が深まるとともに、それぞれの模擬の限界を明らかにすることが可能となる。実験および解析結果は、実炉における事故時の詳細挙動の評価に役立った。他方、非平衡現象やスクールに依存する現象に関しては、実験および解析の模擬性に限界があることが明らかとなった。実験と解析の組合わせによる安全評価の手法が、最も有効かつ信頼性の高い方法であることを再確認した。
熊丸 博滋; 久木田 豊
Int. Conf. on New Trends in Nuclear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.119 - 126, 1994/00
コールドレグの小破断冷却材喪失事故(LOCA)後の長期炉心冷却過程における炉心沸騰停止にホットレグ注入が有効であるかを調べるため、PWRの1/48体積模擬装置において実験を実施した。実験は、コールドレグ流路断面積の10%及び2.5%の破断面積、定格炉心出力の1%及び0.5%の場合について実施した。炉心沸騰を停止するのに必要な最小のECC流量は、1次元エネルギバランス計算により予測される値よりかなり(70%以上)大きい値であった。また、健全側ホットレグへの注入の方が、破断側への注入より沸騰停止にはより効果的であることが明らかになった。