Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
T.Chataing*; 中村 秀夫; 久木田 豊
Proc. of the 2nd ASME/JSME Nuclear Engineering, p.247 - 254, 1993/00
ウエスティングハウス社型PWR炉停止時の余熱除去系機能喪失事象を模擬したROSA-IV/LSTF実験(TR-RH-02)につき、CATHARE 2、RELAP5/MOD3の2つのコードを用いた解析を、低圧、低炉出力、非凝縮性ガスが関与した条件でのコードの予測性能検証のため実施し、比較検討を行った。その結果、両コード共、ループシール水が排出される約2500秒まで実験結果を良く模擬した。ただし、炉心、ダウンカマ、コールドレグ、蒸気発生器2次側等で発生した多次元自然循環を1次元コードで予測する上で、ノーディングが重要な効果を持つと共に、2つの並行流路によるノーディングにより、定性的に模擬可能な場合があることを示した。更に、炉心部とダウンカマー間の伝熱、構造物壁面上での凝縮熱伝達が1次系の圧力上昇の予測に大きな影響を及ぼすことを明らかにした。
中村 秀夫; B.Noёl*; 安濃田 良成; 久木田 豊
1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.209 - 214, 1991/00
原子炉停止後、一次系冷却材を一部排出し水位を形成した状態で各種のメインテナンスを実施(ミッドループオペレーション)時に、炉心崩壊熱を除去する余熱除却系が、停電又はポンプのキャビテーション等の原因で機能を喪失するという事象がいくつかの原子炉で発生した。その結果、いくつかの炉では炉心冷却材が沸騰し、長期の余熱除却喪失が炉心露出を引き起こす可能性が有ることを示唆した。原研で、この様な余熱除却喪失事象をROSA-IV/LSTFで模擬し、低温側配管に開口部が有る場合、ループシールクリアリングとボイルオフの2つの原因による炉心露出を観察した。更に、一次系での非凝縮性ガス(空気)が蒸気発生器の細管内での蒸気凝縮挙動に大きな影響を与え、その結果、一次系の圧力挙動やループシールクリアリング挙動等が影響を受けた。CATHARE2コードを用いた実験後解析は、定性的に良好な結果を示した。
久木田 豊; 安濃田 良成; 浅香 英明; F.Serre*
Power Plant Transients; 1990, p.7 - 14, 1991/00
PWRの全電源喪失事故(TMLBシーケンス)を模擬した実験をROSA-IV LSTF装置において実施し、計算コードRELAP5/MOD2及びCATHARE-1を用いて実験後解析を行なった。実験においては、まず蒸気発生器2次側冷却材が炉心崩壊熱のために過源開始後約5000秒で完全に蒸発して蒸気発生器による原子炉冷却機能が失われ、その後、1次系の圧力上昇により加圧器安全弁から1次系冷却材が流出して、過渡開始後9700秒で炉心露出が開始した。計算コードによる解析は実験結果をおおむね良好に再現したが、蒸気発生器2次側の水位の計算に若干の問題がみられ、これが1次系の挙動の予測に影響をおよぼした。
F.Serre*; 与能本 泰介; 久木田 豊; 田坂 完二*
EUROTHERM Seminar,No. 16; Natural Circulation in Industrial Applications, p.103 - 110, 1990/10
PWRの自然循環時には、複数の蒸気細管の間で非一様な熱水力挙動が生じる事がこれまでのいくつかの大型模擬装置における実験結果より分かっている。LSTF実験ST-NC-06及びST-NC-07において1次側と2次側の冷却材量を変えて、この現象について実験的な検討を行なった。実験では、大部分の細管内で入口プレナムから出口プレナムに流れが生じている時に、いくつかの細管内では、逆流又は、振動が生じる事が示された。実験結果を用いたCATHARE-1コードの評価作業の結果より本コードが異なる冷却材量における自然循環による炉心冷却挙動を全体的に良く再現する事、及び循環流量を精度良く予測するには、複数の細管をモデル化する事が必要である事が示された。
久木田 豊; 田坂 完二
Natural Circulation in Single-Phase and Two-Phase Flow, p.77 - 83, 1989/00
PWRの蒸気発生器2次側水位が著しく低下した状態での1次系内自然循環現象は、給水喪失事故等の解析に関し重要である。本報では、ROSA-IV LSTF装置による自然循環実験で観察された蒸気発生器伝熱管の非一様流動挙動について述べる。本実験で見出された新しい現象の一つに、伝熱管を通過する流量の振動現象があるが、計算コードCATHAREによる解析に基づき、本現象の重要因子の一つが蒸気発生器2次側の蒸気の温度成層があることを示す。
石黒 美佐子; 篠沢 尚久*; 富山 峯秀; 藤崎 正英*
JAERI-M 86-079, 85 Pages, 1986/05
CATHAREはフランスのグルノーブル原子力研究センタ-で開発された安全性評価コードである。コードは、加圧水型原子炉の冷却材喪失時の熱流動現象を模擬する。本コードは、原研のROSA-IV計画とフランスのBETHSY-CATHARE計画間の技術交流の一部として導入された。コードは総計23ファイル,115,000ステートメントから成る大規模なもので、その大半はEsopeと呼ばれる独自のFortran拡張言語で書かれている。導入された版は、ISPRAのAmdhal計算機用に作られたIBM版に基づいているが、ソフトウェアの差違などにより、いくつかの修正が必要となった。本報告書では、CATHAREコードとその図形処理システムについてプログラム構造の概要と、原研での使用方法、導入方法、エラー修正方法、原研での導入上の問題点、計算時間分布について述べられる。
