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論文

Thermal-hydraulic model for reflooding phenomena in a PWR-LOCA

村尾 良夫; 井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 岩村 公道; 大久保 努; 大貫 晃

Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 1, p.723 - 732, 1993/00

円筒炉心試験装置(CCTF)と平板炉心試験装置(SCTF)による試験において、クエンチフロント上方への明瞭な蓄水と良好な炉心冷却が観測された。これらの試験と原研の小規模試験の結果に対する現象論的分析により明らかになったボイド率、熱伝達率並びに、クエンチの進行に及ぼすグリッドスペーサの効果、逆スラグ流領域での液相速度効果について述べている。また、観測された蓄水と炉心冷却の促進の関係について議論している。更に、原研小規模試験データによる相関式の改良に基づいて、グリッドスペーサ効果を除き、再冠水モデルの改良を行った。この再冠水モデルをREFLA/TRACに組み込み、CCTFとSCTFのデータを用いてモデルの評価を行った。これらの改良モデルとその評価結果について述べている。

論文

Experiment and analyses of PWR station blackout transient involving pump seal leak

渡辺 正; 久木田 豊

Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.1232 - 1239, 1993/00

加圧水型原子炉(PWR)の全電源喪失/給水喪失(TMLB)時に1次冷却材ポンプのシール部から冷却材の漏洩が起こると、TMLBシナリオで想定される過渡変化中の冷却材の分布及び流動状態が変化する。そこで、ROSA-IV/LSTF装置を用いてTMLB時のポンプシール破損模擬実験を行い(TR-LF-06)1次系の熱水力的挙動について調べ、さらにRELAP5/MOD3及びMOD2を用いて解析を行いコードの比較、評価を行った。実験ではTMLB時の6000秒の時点でのポンプシール破損を0.1%コールドレグ破断により模擬した。破断後、1次系圧の一時的な低下とホットレグの飽和、自然循環の停止、模擬燃料温度の一時的上昇とループシールクリアリング等が観察され、ホットレグを通る蒸気流動が継続することが確認された。本実験は両コードにより良好に再現されたが、MOD3ではSG初期水位を実験値より低く設定する必要があった。

論文

Loss-of-coolant accident analysis for ITER divertor system

与能本 泰介; 久木田 豊; 小川 益郎; 功刀 資彰; 関 泰; 岡崎 隆司*; 高津 英幸

Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.807 - 814, 1993/00

核融合実験炉ITERのダイバータ冷却系における冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動をRELAP5/MOD3コードと二次元熱伝導計算コードを用いて解析した。事故条件として、コールドレグにおけるギロチン破断及び1%破断(レグ断面積を100%とする)を想定しプラズマ停止の失敗を仮定した。RELAP5による解析結果より、大破断LOCA条件ではダイバータのホットスポットにおいて破断直後に沸騰遷移(DNB)が生じ、小破断LOCA条件では破断後30秒以内にはDNBが生じない事が明らかになった。より詳細な二次元熱伝導解析においても大破断LOCA条件では熱流束が15MW/m$$^{2}$$、水流速が9m/sの場合、熱伝達が2倍に促進されても破断直後のDNBは避けられない事が示された。

論文

Primary feed-and-bleed experiments at ROSA-IV LSTF

浅香 英明; 久木田 豊

Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.1361 - 1367, 1993/00

ROSA-IV/LSTF装置を用いて0.5%小破断冷却材喪失事故(LOCA)時及び全給水喪失(LOFW)事故時における1次系フィードアンドブリード実験が行われた。LOCAのケースでは高圧注入系と補助給水系の故障を仮定している。いづれのケースでも事故途中に運転員が手動で加圧器逃がし弁(PORV)を全開(bleed)することにより1次系の減圧を行いECC水の注入(feed)を促進した。その結果、1次系圧力は速かに低下し蓄圧注入系からサブクール水が注入された。また、PORV開後ホットレグから加圧器内へ多量の水が流入し、加圧器水位は高く維持された。このような過渡変化中の1次系内質量とエネルギーのバランスについても論じられている。RELAP5/MOD2(原研改良版)による解析で実験で見られたシステム熱水力挙動が良好に再現された。これらの実験と解析を通じて1次系フィードアンドブリード運転の有効性が示された。

論文

Numerical analysis of buoyancy-driven exchange flow with regard to an HTTR air ingress accident

藤井 貞夫*; 赤松 幹夫*; 五十嵐 実*; 文沢 元雄; 功刀 資彰; 菱田 誠

Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.1498 - 1505, 1993/00

高温ガス炉スタンドパイプ破断事故時の空気侵入挙動解明の一環として、3次元境界適合座標変換法(BFC)を使用し、物性値が大きく異なり、しかも形状が比較的複雑な空間内の浮力対向置換流の数値解析を行った。計算結果を既存の実験結果と比較したところ、熱伝達率の計算値は半球容器内自然対流の場合の実験値より低い値となった。また、数値解析でも実験で観測されたような非対称で複雑な非定常流動様式が観察された。

論文

Steam generator multiple U-tube rupture experiments on ROSA-IV/LSTF

中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊

Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2; NURETH 6, p.992 - 1001, 1993/00

ウエスティングハウス型加圧水型原子炉の蒸気発生器に於て複数(6本)の伝熱管が破断した事態を想定し、LSTFを用いて模擬実験を行った。実験では、炉心露出が開始する迄、緊急炉心冷却装置(ECCS)の高圧注入系や充填系が全く作動せず、運転員の回復操作も行われないものと仮定したが、炉心露出が発生する迄には大きな時間余裕(約8000秒)があった。これは、破断直後(約500秒)を除き、1,2次系圧力がほぼ同じとなり、破断伝熱管からの流出流量が小さくなった為である。このように1,2次系間の圧力差が小さく保たれたのは、1次系冷却材量の減少に伴い、熱伝達率の高い蒸気凝縮が伝熱管1次側の熱抵抗を減少させ、小さな圧力差(飽和温度差)でも炉心崩壊熱の大部分が2次側に運ばれるようになった結果であることがわかった。

論文

Studies on molecular diffusion and natural convection of multi-component gases

武田 哲明; 菱田 誠

Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2; NURETH 6, p.1489 - 1497, 1993/00

高温工学試験研究炉(HTTR)の設計基準事故の1つに配管破断事故がある。一次冷却系の主配管が破断した場合には分子拡散と炉内の温度及び濃度分布により発生する自然対流によって空気が破断口から浸入すると予想される。そして炉内の黒鉛構造物が酸化し、複雑な多成分気体の自然対流が発生するものと思われる。この配管破断時の初期段階における空気の浸入過程を調べるために逆U字管における化学反応を伴う多成分気体の分子拡散と自然対流に関する実験と解析を行った。一次元の連続の式、混合気体の運動量保存とエネルギー保存の式及び各成分気体の質量保存の式を解いて、濃度変化と空気の自然循環流発生時刻等を求めた。その結果、実験と解析は良く一致し、混合気体の密度変化、各成分気体のモル分率変化及び空気の自然循環発生時刻等を数値解析において再現することができた。

論文

Analysis of interfacial and wall friction factors of counter-current flow in vertical pipe

阿部 豊; 秋本 肇; 村尾 良夫

6th Proc. of Nuclear Thermal Hydraulics, p.401 - 408, 1990/11

気液対向二相流は、軽水炉の冷却材喪失事故における最も重要な現象の一つである。現在の二流体モデルコードの対向流に対する予測精度を調べるために、Bharathanらによる垂直単管での実験データを用いた評価計算を行なった。その結果、RELAP5やTRAC-PF1の相関式を用いた計算では、対向流における落水流量が過大評価されることが分かった。そこで、定常の環状流を仮定した解析モデルにより、対向流状況下における剪断応力を評価したところ、TRAC-PF1で用いられている並向流でのWallisの式が対向流に対して拡張できないこと、RELAP5で用いられているBharathanらの式では無視されている壁面剪断応力が界面剪断応力に比較して無視できるほど小さくなく、現在の二流体モデルが対向流条件下での落水を過大に評価するのは壁面剪断応力の過小評価に原因があることを明らかにした。

論文

Accident analyses for a double-flat-core type HCLWR

大久保 努; 岩村 公道; 末村 高幸*; 平賀 富士夫*; 村尾 良夫

6th Proc. of Nuclear Thermal Hydraulics, p.79 - 86, 1990/11

原研で提案している扁平二重炉心型高転換軽水炉の熱水力設計の一環として事故解析を実施した。そのなかから、大破断LOCAとATWSの結果をまとめた。大破断LOCA解析は、37本模擬燃料棒テスト部を用いた実験及びJ-TRACコードを用いた計算により行なった。再冠水実験により、広い条件範囲に渡って炉心冷却が達成される事を確認した。また、上の炉心のクエンチが下の炉心のそれと同時に進行して炉心冷却を促進する事が明らかになった。一方、J-TRACによる解析では、燃料棒表面の最高温度が1,172Kとなり、安全基準値にくらべ300K低い事が示された。また、外部電源喪失ATWSに対するJ-TRACによる解析では、一次系内の最高圧力が18.7MPaとなり、現行のPWRに対する許容最高圧力値である20.6MPaを越えないことが示された。これらの結果から、対象としている炉は、上述の事故事象に対して、現行の安全基準の下で十分成立可能であると考えられる。

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