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熊丸 博滋; 浅香 英明; M.Wang*; 久木田 豊
Validation of Systems Transients Analysis Codes (FED-Vol. 223), 0, p.129 - 136, 1995/00
PWRの1/48モデルであるROSA-V/LSTFを用いて、全HPI故障の小破断LOCA及び意図的1次系減圧に関する総合実験を行っている。コールドレグ流路面積の0.5~10%を破断面積とした全HPI故障のコールドレグ小破断実験5つ及び意図的減圧シーケンス2つを、著者らの改良を含むRELAP5/MOD3コードで解析した。実験データ及び解析結果より以下のことが明らかになった。(1)2.5%以下の破断では、1次系減圧が遅く継続した炉心温度上昇が発生し、ACCの作動が遅れる。(2)加圧器のPORV(1%破断面積に相当)による1次系の減圧は、2.5%以下の破断面積では有効であるが、2.5%以上の破断では不要である。しかし、2.5%以下の破断では、意図的減圧を行っても、ACC作動開始後しかしLPIの連続注入開始前に過渡の炉心温度上昇が発生する可能性がある。
日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純; 吉野 丈人*
Validation of Systems Transients Analysis Codes (FED-Vol. 223), 0, p.99 - 106, 1995/00
シビアアクシデント条件下の原子炉冷却系及び格納容器内におけるFPエアロゾルの挙動を調べるため、原研ではリスク評価用ソースターム解析コードTHALES-2のモジュールとしてART Mod2コードの開発を行っている。同コードの解析モデルの検証の一環として、配管内のFP沈着・移行挙動に関して原研の小規模配管を用いたWAVE実験及びCSNIの国際標準問題(ISP-34)として採用されたFALCON実験の解析を行った。また最近組み込んだ放射線分解、加水分解に関するヨウ素化学モデルを検証するため、ACE/RTF3B実験解析を実施した。その結果、ARTコードはそれぞれの実験に対して適切な解析能力を有すること、ソースタームを精度良く評価するためには、熱水力解析とFP挙動解析を密接に結合するとともに、化学反応を考慮しFPの化学形を適切に同定する必要があることを明らかにした。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
Validation of Systems Transients Analysis Codes (FED-Vol. 223), 0, 8 Pages, 1995/00
REFLA/TRACコードは、軽水炉の仮想事故時の熱水力挙動の最適予測のために原研で開発を進めている解析コードである。本報告は、加圧水型原子炉の大破断冷却材喪失事故再冠水時の熱水力挙動を対象として、REFLA/TRACコードの予測性能を評価した結果をまとめたものである。小型再冠水試験、平板炉心試験及び円筒炉心試験の試験データを用いて系統的な評価計算を行った。計算結果と試験結果を比較し、スケール効果、被覆管材質、集合体形状、系圧力・炉心圧力・冠水速度等のパラメータ効果を妥当に再現でき、加圧水型原子炉の安全評価上最も重要なパラメータである被覆管最高温度を
50Kの誤差範囲で予測できることを確認した。一連の評価により、REFLA/TRACコードは加圧水型原子炉の再冠水時熱水力挙動を精度よく予測できることを検証できた。