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川崎 信夫*; 根本 俊行*; 川井 渉*; 小笠原 忍*; 石附 茂*; 久米 悦雄; 箭竹 陽一*; 足立 将晶*
JAERI-Data/Code 2000-039, 134 Pages, 2001/01
JAERI-Data-Code-2000-039.pdf:4.32MB
本報告書は、平成11年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、VPP500またはAP3000への移植整備作業について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成11年度に18件行われた。これらの作業内容は、今後同種の作業を行ううえでの参考となりうるよう、作業を大別して「ベクトル/並列化編」,「スカラ並列化編」及び「移植編」の3分冊にまとめた。本報告書の「移植編」では、生体分子の分子動力学パッケージAMBER5,(連続・多群)汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVP/GMVP,MCNPライブラリ自動編集システムautonj,SPECTER/SPECOMPコード,核融合炉事故解析コードMELCOR-FUS及びサブチャンネル解析コードCOBRA-TFのVPP500及びAP3000への整備について記述している。
Ezzidi, A.*; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 93-133, 39 Pages, 1993/07
0.5MPaより低圧力下での液滴の発生・沈着現象に対するCOBRA-TFコード予測能力を改良するため、前報での検討結果に基づいて、コードで使用されている液滴の発生および沈着に対する相関式を変更した。菅原の相関式を導入して得られた計算結果は、参照した実験データに対して以前の結果よりはるかに良好な一致を示すようになったものの、まだ20%程度の範囲で相違があった。実験データとのより良い一致を得るため、液滴の発生に対する新たな相関式を導出した。この新相関式は、菅原の相関式に更にもう一つの因子を付加したものであり、この因子は、液膜の流動並びに蒸気と液膜の相対的な流動に対する2つのレイノルズ数の関数になっている。この新相関式を用いて得られた計算結果は、広い範囲の流動条件下で実験データと良好な一致を示し、液滴の発生・沈着現象に対するCOBRA-TFコードの予測能力が大きく改善された。
大久保 努; Ezzidi, A.*; 村尾 良夫
JAERI-M 93-069, 115 Pages, 1993/03
COBRA-TFコードを液膜ドライアウト現象の解析に利用いるに先だって、本コードの液膜噴霧流におけるエントレインメント発生および沈着のモデルに対する検証計算を実施した。対象とした実験は、単管のテスト部を用いた基礎的な実験である。計算値は、3.4および6.9MPaの高圧条件下での実験データとは良い一致を示したものの、0.24~0.45MPaの低圧条件下での実験データとは大きな相違を示した。本報告書では、計算結果とともにCOBRA-TFコードで使用されているエントレインメント発生および沈着モデルについての詳細な検討を示す。本検討によれば、COBRA-TFではWuertzによって提案された相関式が使用されているが、これは主として3~9MPaという高圧領域で実施された彼の実験のデータに基づいて開発されたもので、低圧力領域では高圧力の場合とは大きく異なってくる密度の効果を考慮していないことが上記の相違を生ずる主たる理由と考えられる。
岩村 公道; 大久保 努; 新谷 文将; 村尾 良夫
Subchannel Analysis in Nuclear Reactors, p.281 - 301, 1992/00
三角配列7本ロッドテスト部を用いた定常及び非定常条件下での限界熱流束(CHF)実験における局所流動条件を求めるため、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-Iを使用した。局所流動条件計算結果をKfKのCHF相関式に適用することにより、定常CHFの発生を10%以内の精度で予測することができた。流量低下、出力上昇、あるいは流量と出力の同時変化条件下での非定常CHF発生も、本手法により定常実験と同程度の精度で予測することができた。本予測手法を扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)の定常運転時及び熱的に最も厳しい一次冷却材ポンプ軸固着事故時のDNB解析に適用した結果、いずれの場合にも最小DNBRは安全基準値を十分上回っており、本高転換軽水炉は十分大きな熱的安全余裕を有することが分かった。
岩村 公道; 大久保 努; 村尾 良夫; 末村 高幸*; 平賀 富士夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(1), p.45 - 58, 1991/01
原研では、燃料の有効利用を目的として、平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)を開発中である。本炉の運転時及び事故時DNBR特性を調べるため、実験的及び解析研究を実施した。原研及びBettis原子力研究所で実施した三角配列、密格子体系でのCHF実験データにより相関式を評価した結果、KfK相関式がデータとの一致が最も良好であった。Bettisの実験データとKfK相関式による予測値を比較した結果、最小DNBR(MDNBR)として、1.28を得た。一次冷却材ポンプトリップ事故及びポンプ軸固着事故を対象としたシステム解析には、J-TRACコードを使用し、局所流動条件及び表面熱流束の計算には、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1を用いた。解析の結果、定常運転条件下では十分な安全余裕が確保され、事故条件下においても最小DNBRの評価値はMDNBR基準値を上回ることが分かった。すなわち、HCLWRの現状設計は、MDNBR基準の観点からは実現可能である。
1.0m,P/D:1.1261.2,ロッド数:47岩村 公道; 大久保 努; 末村 高幸*; 平賀 富士夫; 村尾 良夫
JAERI-M 90-044, 158 Pages, 1990/03
高転換軽水炉の熱水力学的成立性研究の一環として、4本または7本ロッドからなる三角配列稠密格子バンドルでの定常及び流量低下非定常時の限界熱流束(CHF)実験を実施した。テスト部形状は、ロッド外径9.5mm、P/D:1.21.126、発熱長さ:0.5~1.0mである。定常実験条件の範囲は、圧力:1.03.9MPa、質量速度:460~4270kg/s・m
、出口クオリティ:0.020.35である。サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1により求めた局所流動条件をCHF相関式の評価に用いた結果、定常CHFデータに関してはKfK相関式が20%以内で一致した。一方、WSC-2、EPRI-B&W、EPRI-Columbia及びKattoの相関式については、データとの一致は良好ではなかった。流量低下時には、流速減少率が6%/s以下では、過渡時と定常時のDNB発生条件に差は認められなかったが、流速減少率がさらに大きくなると、定常実験から予測されるDNB発生条件に達するよりも速くDNBに至る傾向が認められた。
岩村 公道; 末村 高幸*; 大久保 努; 平賀 富士夫; 村尾 良夫
JAERI-M 90-043, 70 Pages, 1990/03
原研においては、ウラン資源の有効利用と共に安全性を向上させた扁平二重炉心型高転換軽水炉の研究が進められている。本炉を対象として、定常運転時、一次冷却材ポンプトリップ事故時及び一次冷却材ポンプ軸固着事故時のDNB解析を実施した。事故時の一次系システムの過渡解析には、最適評価コードJ-TRACを用い、DNBRの評価には、COBRA-IV-1サブチャンネル解析コードと組み合わせたKfKの限界熱流束(CHF)相関式を使用した。本相関式は、原研で実施した小規模CHF実験データ及びBettis原子力研究所の20本ロッドCHF実験データを用いて検証した。本炉の最小DNBR評価値は、定常運転条件下で1.66、ポンプトリップ事故時には1.56、軸固着事故時には1.34となり、いずれもKfK相関式を用いた場合のDNBR制限値を上回っている。以上の結果より、本炉はDNBR制限上の立場からは成立性に関する重大な支障はなく、実現可能なことが明らかとなった。
岩村 公道; 大久保 努; 村尾 良夫; 末村 高幸*
Thermal Hydraulics of Advanced Nuclear Reactors, p.31 - 38, 1990/00
原研では、燃料の有効利用を目的として、扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)を開発中である。本炉は、P/Dが1.23で高さ60cmの扁平炉心を中間ブランケットを介して二段に重ねたもので、上部及び下部にもブランケットを有す。本炉の熱水力学的成立性を調べるため実験的及び解析的研究を実施した。まず、限界熱流束、圧力損失、及び再冠水炉心冷却の実験を実施し、本炉の熱水力特性評価手法を検証した。次に運転時の熱水力特性を評価した結果、本炉は現行軽水炉の最小DNBR基準を満足し、集合体圧力損失も現行軽水炉以下であることがわかった。また、最適評価コードJ-TRAC、KfKのCHF相関式と組合わせたサブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1等を用いて、大破断LOCA、一次冷却水ポンプ軸固着事故、及び外電喪失ATWSの解析を実施した。解析結果より、いずれの事故の場合も、本炉は現行軽水炉の安全基準を満足することが分かった。
岩村 公道; 大久保 努; 末村 高幸*; 平賀 富士夫; 村尾 良夫
JAERI-M 89-127, 47 Pages, 1989/09
本研究ではバンドル体系でのCHF予測精度の向上のため、二相流条件下での流体混合促進効果について考察する。まず、二相流条件下でのサブチャンネル間流体混合に関する文献調査を行った結果、流体混合量は流動様式に対応しており、気泡流ではボイド率と共に増加し、スラグ/チャーン流でピークに達し、環状流になれば減少する傾向が認められた。次に、実験データに基づいて、ボイド率の関数として混合係数を表現し、この関係をCOBRA-IV-Iサブチャンネル解析コードに組み込んだ。本コードを用いて沸騰二相流混合実験の解析を行い、エンタルピー分布について比較的よい一致を得た。二相流混合モデルとKfKのCHF相関式を高ボイド率条件下での実験解析に用いた結果、混合係数が一定の場合に比較してCHFの予測値は約5%増加した。定常時における二相流体混合を考慮した場合の安全余裕は、CHF相関式の予測精度の範囲内と評価された。
岩村 公道; 大貫 晃; 傍島 真; 安達 公道
JAERI-M 86-196, 97 Pages, 1987/01
平板炉心試験装置(SCTF)の再冠水試験において、半径方向出力分布効果と不均一上部プレナム蓄水効果に基づく炉心内2次元熱水力挙動が観察された。この2種類の効果が多次元解析コ-ドCOBRA/TRACで いかに表現されるかを調べる為の計算を行なった。その結果、半径方向出力が存在すると、高出力バンドルでの蒸気流量が増大する為、クエンチフロント上方における高出力バンドルでの熱伝達が促進される事が示された。また、不均一上部プレナム蓄水により、炉心内の水平方向圧力勾配により蒸気が中心バンドルに集中し、クエンチフロント上方での蒸気及び液滴の流量が周辺バンドル内で低下する為、同バンドル内での熱伝達が低下する事が示された。以上の2次元挙動計算結果はSCTFで観察された炉心熱伝達挙動と類似した傾向を示しており、SCTF試験における2次元効果のメカニズムを考察する上で有用である。
