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金澤 昌之*; 朝日 義郎; 平野 雅司
JAERI-M 84-132, 97 Pages, 1984/07
THYDE-P1は、加圧水型原子炉の冷却材喪失事故におけるブロードダウン、再浸水、再冠水過程を、一貫して解析するコードである。従来、同コードは種々の実験解析に適用され、最適評価(BE)計算コードとして、その高い解析性能が示されてきた。本報告では、同コードのブロードダウン、再浸水期の計算に対し、評価計算(EM)コードとして妥当とされているWREM/J2と同等の計算手法を確立し、それにより実施した最初の評価計算の結果を、WREM/J2の結果と比較検討した。本計算は、一連のTHYDE-P1サンプル計算のうち、RUN80として行なったものである。計算は、1.100MWeクラスの商用加圧水型原子力発電プラントの、コールドレグ、ギロチン破断による冷却材喪失事故(LOCA)を、400秒まで解析した。計算結果は、WREM/J2によるものと、良い一致が見られた。
宮崎 則幸; 秋本 敬史*
Nucl.Eng.Des., 76, p.121 - 135, 1983/00
被引用回数:1 パーセンタイル:22.52(Nuclear Science & Technology)抄録なし
新谷 文将
JAERI-M 9655, 98 Pages, 1981/09
ALARM-B2は沸騰水型原子炉の大破断想定冷却材喪失事故時における熱水力学的挙動を解析するためのプログラムであり、ALARM-B1の改良版である。主な改良点は、一次元熱伝導方程式、熱伝達相関式及び一点近似原子炉動特性方程式を取り込むことにより、過渡期間中の炉心での熱伝達現象を計算できるようにした点である。流体の保存式の取り扱いはALARM-B1をそのまま踏襲している。即ち、積分型で解くいわゆるノード・ジャンクションモデルを採用している。このレポートの目的は、本コードの全体の構成を明かにし、併せて計算に必要な入力データを示すことである。新しく追加された解析モデルの妥当性は現在検証作業中である。
鈴木 光弘
JAERI-M 8860, 160 Pages, 1980/05
ROSA-II実験は1978年3月で終了したが、その後、解析コードRELAP-4Jを用いて実験結果の解析を行ってきた。本報は、ROSA-II実験の高温測配管ギロチン破断実験(Run419)を対象とした、一連の解析をまとめたものである。解析コードの制約(リスタート時の問題)から、検討する範囲は主としてブローダウン過程となったが、実験結果と比較を行い解析コードの評価と改良すべき点を摘出した。また、ROSA-II実験の流出流量実験データの誤差評価、蒸気発生器から一次系液体への伝熱量と、蒸気発生器での自然放熱量を推定し、実験現象についての理解を深めることができた。これらの結果、RELAP-4Jコードは、ブローダウン過程の主要な変化、たとえば系圧力流出流量の変化等や、炉心の模擬燃料棒の平均的温度変化等を比較的よく表すことができた。しかしACC水の凝縮減圧効果や、ヒートスラブからの伝熱量、更に再冠水過程等については、コードの改良が必要である。
大西 信秋; 傍島 真; 清水 定明*
JAERI-M 5808, 91 Pages, 1974/09
この報告書は、軽水動力炉の一次冷却材喪失事故時におけるブローダウン挙動の解析を主眼として開発されたRELAP-3コードに関して、コードの妥当性および適用範囲を明確にするために行なったブローダウン実験解析の検討結果をとりまとめたものである。解析の対象としては、原研ROSA-1実験、電総研実験および西独BATTELLE実験等を選び、主として圧力変化、流出流量および水位変化に及ぼすインプットパラメータの影響について実験結果との照合により検討を加えた。
傍島 真
日本原子力学会誌, 15(8), p.562 - 568, 1973/08
BWRの冷却剤喪失事故を模擬したROSA実験のブロウダウン・データを用いて、RELAP-2解析コードの検討・評価を行った。実験条件は実用炉と同じ運転圧力から圧力容器の上部または下部を破断させたもので、それより高い圧力と低い圧力も合わせて検討したほか、破断口径を種々変えてその影響をみた。その結果計算コードで流出流量を規定する修正係数が口径の影響を受け、一定の値を取らないことが明らかになった。また、これは破断位置が上部か下部かによっても異なる値を取り、蒸気クオリティの影響を受けることが分かった。その他のパラメータについても同様に変化が現れ、モデルを更に検討する必要性を示した。それには相互に影響を及ぼさない独立的なパラメータあるいはモデルを考えることが方向として示されよう。より多種にわたる実験データの集積が、よりよいモデルへの改良のためには望ましいと言える。