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中村 秀夫
Proceedings of Seminar on the Transfer of Competence, Knowledge and Experience gained through CSNI Activities in the Field of Thermal-Hydraulics (THICKET 2016) (CD-ROM), 29 Pages, 2016/06
軽水炉事故時の熱水力現象の詳細解明と安全評価コードの解析性能向上を図るため、アジアでの初めてのOECD-NEA国際共同研究プロジェクトであるROSAおよびROSA-2プロジェクトが、原子力機構の主催、15ヶ国の参加で行われた。同プロジェクトでは2005年より約8年間にわたり、世界最大規模の軽水炉模擬実験装置LSTFを用いて、9課題19回の実験が行われた。一方、OECD-NEAでは、その活動によって得られた成果や経験を次代に伝えるセミナ活動THICKETを実施しており、今回その第4回において、ROSAプロジェクトで得られた成果のうち、特に安全評価コードの性能検討に焦点を当てた取り組みであるブラインド計算の成果ならびに、同時に実施されていたOECD-PKL2プロジェクトとの相互比較実験の成果など、主要な成果から得られた教訓およびLSTF実験の有効性を中心に同プロジェクトの全容を解説し、安全解析における残存課題を議論する。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(3), p.245 - 256, 1995/03
被引用回数：1 パーセンタイル：17.52(Nuclear Science & Technology)二流体モデルに基づく最適評価コードの一つであるREFLA/TRACコードのPWR小破断LOCA(SBLOCA)解析に対する予測性能を評価した。主な評価課題は、低圧低流量条件で検証されたREFLA/TRACコードが高圧低流量条件でSBLOCAに対し、適用できるか否かを調べることであった。評価計算はROSA-IV LSTF試験SB-CL-05(コールドレグ5%破断試験)を対象に行った。評価した結果、REFLA/TRACコードはオリジナルのTRAC-PF1コードと同等以上の予測精度で小破断LOCA解析に適用できる事を確認した。特に炉心内の水力モデルは高圧条件下であっても高い適用性を有する。炉心露出のタイミングを精度よく予測するためには、適切な臨界流モデルを使うと共に、二相流下でのポンプでの圧力損失を精度良く予測する必要がある。
村尾 良夫; 井口 正; 秋本 肇; 岩村 公道
Nucl. Eng. Des., 145, p.85 - 95, 1993/00
被引用回数：4 パーセンタイル：44.86(Nuclear Science & Technology)PWRの冷却材喪失事故時再冠水過程に関する従来の1次元的な試験装置による試験からの知見と、半径方向に110万kw級PWRの約1/4の寸法の3次元的圧力容器を有する円筒炉心試験装置ならびに、奥行きは浅いが、幅が実炉の半径に等しい2次元的圧力容器を有する平板炉心試験装置による試験結果とを比較して、次の多次元熱水力挙動を明らかにした。1)炉心内に蓄積された水の量が1次元の実験より多く、炉心冷却が1次元のものより良いこと。2)半径方向の出力が最大の炉心部分でも、その蓄積水量は平均出力の炉心部分のそれとほぼ等しいこと。3)横流れにより炉心内に循環流が形成され、出力が最大の炉心部分での上向きの流量を増加させ、炉心冷却を促進させること。1)、2)は、開発した計算コードにより予測できた。
G.Yadigaroglu*; R.A.Nelson*; V.Teschendorff*; 村尾 良夫; J.Kelly*; D.Bestion*
Nucl. Eng. Des., 145, p.1 - 35, 1993/00
被引用回数：24 パーセンタイル：88.28(Nuclear Science & Technology)本論文は主として二流体モデル型原子炉システムコードに使われる再冠水現象モデルの最新の知見について各国(スイス、米国、ドイツ、日本、フランス)の専門家がまとめたものである。又、関連したコード開発に関する重要事項についてもまとめられている。本論文では、特に、モデル化の問題として、二流体で近似は十分か否か、多次元効果はどのようなものか、空間・時間平均化の問題点、単管とバンドル形状での現象の差異、システム効果、多次元効果実験の成果、計算コード用モデル、流動様式、液滴流モデル等について述べている。
井口 正; 杉本 純*; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*; 村尾 良夫
JAERI-M 87-052, 112 Pages, 1987/03
冷却水を上部プレナムに注入する型式のPWRのLOCA時熱水力挙動については、評価モデル条件のもとでの再冠水現象については検討されてきたが、リフィル挙動、最適評価条件のもとでの再冠水挙動については明かではなかった。そこで、円筒第二次炉心試験装置を用いて上部プレナム注水条件におけるリフィル挙動、最適評価条件のもとでの再冠水挙動を明らかにする。リフィル期には、円滑に下部プレナム内蓄水量は増加し、リフィルが達成された。上部プレナム注水条件では、上部プレナムで凝縮が起こり、冠水抑制力が弱まり再冠水過程初期にはコ-ルドレグ注水条件の場合より炉心冷却は良かった。これは、再冠水過程初期には上部プレナム注水が-ルドレグ注水より保守的(Conservative)であることを示す。また、最適評価条件で良好な炉心冷却が達成される事を確かめた。
藤木 和男; 吉田 一雄
JAERI-M 82-076, 40 Pages, 1982/07
米国LOFT原子炉において実施された実験L3-6/L8-1の解析をRELAP4/MOD6/U4/J3コードを用いて行なった。解析の主たる目的はPWRの小口径破断・冷却材喪失事故に対するRELAP4/MOD6/U4/J3コードの解析能力を検証することである。1次冷却系統の圧力、温度、破断□からの放出流量、系内の冷却材分布、燃対棒温度挙動等についてコードによる計算結果と実験データとの比較を行ない、その結果、破断流量、一次系の圧力、温度及びホットレグの分離二相流以外の健全ループ内流動については両者は良い一致を示した。しかしながら主冷却水ポンプの二相流状態での挙動、蒸気発生器、破断ルーブ(停滞水)に関しては解析モデルの改良が必要なことが明らかになった。
