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丹沢 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫
JAERI-M 91-215, 40 Pages, 1992/01
本報告書は、反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材/燃料比の影響を調べるために、大気圧室温及び静水条件下で試験燃料のまわりに冷却材の流路を設けて行なった燃料照射実験の結果をまとめたものである。実験は、大気圧カプセルを使用し、単一試験燃料棒のまわりに円形または四角形の流路管を取り付け、試験燃料と接触する冷却材を制限することにより行なった。実験条件としては、冷却材/燃料比を変えるために14mm、16mm及び20mmの円筒形あるいは対面距離14mmの四角筒形の流路管を取り付け、発熱量は約150cal/g・UO
から400cal/g・UOまで変化させた。この結果、試験燃料に流路管を取り付けた場合、流路管を取り付けない標準条件における実験の場合と比較して、被覆管表面の最高温度はあまり変わらないが、下流側では膜沸騰持続時間が長くなり、また、破損しきい値が約30cal/g・UO低くなる等、冷却材/燃料比が反応度事故条件下の燃料挙動に大きな影響を与えることが判明した。
村尾 良夫
JAERI-M 83-032, 176 Pages, 1983/03
本論文は、軽水炉冷却材喪失事故時の再冠水過程における炉心内熱水カ現象の物理的現象把握に基づくモデルについて述べたものである。先ず、流動様式を決定し、各流動領域の熱水カモデル、クエンチモデルを導いた。一次元強制注水再冠水実験を実施し、そのデータにより個々のモデルの評価を行い、必要なものには修正を加えた。それらのモデルを一次元再冠水解析コードに組込み、上記の実験および他の体系での実験シミュレーション計算を行い、結果を実験データと比較してモデルの総合評価を行った。その結果、本モデルは部分的な改良の余地はあるが、全体としては、現象を正しく記述していることがわかった。
村尾 良夫; 井口 正
JAERI-M 83-028, 106 Pages, 1983/03
PWRの冷却材喪失事故時の再冠水過程について安全解析を行う場合、炉心熱水力挙動は単一流路により構成された炉心内の現象として解析が行われている。このような取扱いの妥当性を確認するために、炉心中心軸に対して、出力分布、初期温度分布を非対称にした試験を行い、軸対象の試験結果と比較した。これらの試験では、炉心平均出力、初期炉心保有熱エネルギーを含む試験条件は、等しくなるように設定された。得られた主な結果は次の通りである。(1)炉心下3分の2では、炉心下端からのクエンチが生じ、この部分では、熱的に非対称な条件でも炉心内の水力挙動は対称的であり、蓄水挙動は軸方向に一次元的に表現できる。システム挙動に対しては、非対称熱的効果はない。(2)炉心のより上方のでは、炉心上端からのクエンチは局所的に生じた。
村尾 良夫; 秋本 肇; 須藤 高史; 大久保 努
JAERI-M 83-027, 64 Pages, 1983/03
再浸水、再冠水現象の研究のために行った円筒炉心試験装置による試験結果を解析し、次の結論を得た。1)観測された現象は、いくつかの点を除き、PWR安全評価用の評価モデルに基づいて開発したモデルと同様のものである。2)異なる点は、上部プレナムの蓄水、ダウンカマ内のECCのバイパス、有効ダウンカマ水頭の低下および、破断コールドレグノズルおよび、連結配管内での圧力損失である。
村尾 良夫; 須藤 高史; 秋本 肇; 井口 正; 杉本 純; 藤木 和男; 平野 見明
JAERI-M 82-073, 31 Pages, 1982/07
55年度に行われた大型再冠水円筒炉心第1次炉心試験のうち、次の試験についての結果を述べた。(1)多次元効果試験(2)評価モデル試験(3)FLECHT結合試験(1)について・は,炉心熱水力挙動の一次元性について検討した。(2)については、評価モデルコードによる計算結果との比較、又、(3)については,対応するFLECHT-SET実(Run2714B)との比較を行った。
村尾 良夫; 秋本 肇; 大久保 努; 須藤 高史; 平野 見明
JAERI-M 82-002, 144 Pages, 1982/03
54年度分として行った19回の試験結果にもとづいて行った解析の結果について中間報告としてまとめたものである。試験結果から次の事柄が見い出された。(1)安全評価基準に基づくモデル(EMモデル)と試験結果との比較により、ダウンカマ部を除き、全体としては、現在のEMモデルを肯定し、かつ、各部分に保守性が見い出された。(2)ダウンカマについては、水位の上昇速度が低く、飽和値又は、溢水位に達するのに12時間がかかったが、これは、ECC水の注水流量の設定値が保守的すぎるためと考えられ、今後の注水流量を変えた試験により確かめることとした。(3)ループシール蓄水試験は、電源遮断設定温度が低く、中断した。今後、再試験を行う。(4)今後行うべき試験についてまとめた。
村尾 良夫; 井口 正
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(8), p.613 - 627, 1982/00
被引用回数：21 パーセンタイル：86.69(Nuclear Science & Technology)再冠水過程の炉心の全体的水力挙動を定量的に検討した。炉心水力挙動について次のモデルが提案された。1)クエンチフロントで水及び蒸気質量流束が存在する場合、液滴分散流が現われる。2)クエンチフロントの下流のボイド率は、時間とともに徐々に減少する。3)最終的にボイド率は、修正Cunningham&yehおよび修正Lockhart-martinelli相関式で約
30%の誤差で予測できる値に漸近する。4)注目する領域がクエンチした後においても、ボイド率は、同じ相関式で予測できる。両相関式は、新たに開発されたものである。
村尾 良夫; 秋本 肇; 須藤 高史; 大久保 努
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(9), p.705 - 719, 1982/00
被引用回数：35 パーセンタイル：93.48(Nuclear Science & Technology)再浸水、再冠水現象を調べる為に行なわれた円筒炉心試験装置(CCTF)試験結果の解析を行い、次の結論を得た。1)観測された現象は、いくつかの点を除き、PWRの安全評価のための評価モデルと類似なものである。2)異なる点は、上部プレナムの蓄水、ダウンカマの非常用炉心冷却水のバイパス、ダウンカマ有効水頭の減少、破断コールドレグ及び接続された配管内の圧力損失である。
