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竹田 武司; 大津 巌
Nuclear Engineering and Technology, 50(6), p.829 - 841, 2018/08
被引用回数：13 パーセンタイル：79.66(Nuclear Science & Technology)An experiment was conducted for OECD/NEA ROSA-2 Project using LSTF, which simulated 17% hot leg intermediate-break LOCA in PWR. Core uncovery started simultaneously with liquid level drop in crossover leg downflow-side before loop seal clearing, and water remaining occurred on upper core plate. Results of uncertainty analysis with RELAP5/MOD3.3 code clarified influences of combination of multiple uncertain parameters on peak cladding temperature within defined uncertain ranges. An experiment was performed for OECD/NEA PKL-3 Project with PKL. The LSTF test simulated PWR 1% hot leg small-break LOCA with steam generator secondary-side depressurization as accident management measure and nitrogen gas inflow. Some discrepancies appeared between the LSTF and PKL test results for primary pressure, core collapsed liquid level, and cladding surface temperature probably due to effects of differences between LSTF and PKL in configuration, geometry, and volumetric size.
竹田 武司; 大津 巌
Nuclear Engineering and Technology, 49(5), p.928 - 940, 2017/08
被引用回数：4 パーセンタイル：37.06(Nuclear Science & Technology)An experiment using PKL was performed for the OECD/NEA PKL-3 Project as a counterpart to a previous test with LSTF on a cold leg small-break loss-of-coolant accident with an accident management measure in a PWR. The rate of steam generator secondary-side depressurization was controlled to achieve a primary depressurization rate of 200 K/h as a common test condition. In both tests, rapid recovery started in the core collapsed liquid level after loop seal clearing. Some discrepancies appeared between the LSTF and PKL test results for the core collapsed liquid level, the cladding surface temperature, and the primary pressure. The RELAP5/MOD3.3 code indicated a remaining problem in the prediction of primary coolant distribution. Results of uncertainty analysis for the LSTF test clarified the influences of the combination of multiple uncertain parameters on peak cladding temperature within the defined uncertain ranges.
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。
熊丸 博滋; G.Briday*; 久木田 豊; D.Juhel*; R.Deruaz*
ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.285 - 292, 1992/00
PWRのコールドレグ小破断LOCAに関するカウンターパート実験を、2つの総合実験装置、すなわちWH型3420MWPWRの1/48モデルであるLSTF及びフラマトム2775MWPWRの1/100モデルであるBETHSYで実施した。カウンターパート実験の目的は、装置のスケーリング及び装置の相違が小破断LOCA時の熱水力挙動に及ぼす影響について調べることである。両実験の結果は、スケーリングの影響はなく、非常に良く一致した。すなわち、ループシールクリアリング期間中の炉心露出、その後の炉心ボイルオフによる長期炉心露出等の典型的な小破断LOCA時の熱水力挙動を示した。装置の相違による影響として、ループシールクリアリング期間中の炉心の最低水位、その後の炉心ボイルオフによる長期炉心露出の開始時刻等の差が観察された。これらの差は、2つの装置の参照PWRが異なることによる両装置間の形状の差により説明することができた。
P.Bazin*; R.Deruaz*; 与能本 泰介; 久木田 豊
ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.301 - 308, 1992/00
自然循環による一次系の冷却は、加圧水型原子炉の事故時の挙動を理解するうえで非常に重要である。そこでフランスのBETHSY装置及び原研のROSA-IV/LSTF装置を用いて対応実験を行なった。両装置はPWRをそれぞれ1/100(BETHSY)及び1/48(LSTF)の体積比で模擬している。実験は、二次系圧力及び水位を一定とし一次系の冷却材量をパラメーターとして定常的に行なわれた。実験結果は全体的な熱水力挙動が両装置で良く一致する事を示した。特に、単相自然循環、二相自然循環及びリララックス凝縮様式の繊維条件は両実験で一致した。自然循環流量や蒸気発生器細管での逆流挙動については実験で差が見られたが、それらは、装置の流動抵抗の差等の違いで説明する事ができた。
A.Annunziato*; C.Addabbo*; G.Briday*; R.Deruaz*; D.Juhel*; 熊丸 博滋; 久木田 豊; C.Medich*; M.Rigamonti*
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5, p.1570 - 1576, 1992/00
コールドレグ小破断LOCAにおける支配的な熱水力現象に及ぼすスケール比の影響を調べるため、LSTF,BETHSY,LOBI及びSPESの4つの試験装置において、コールドレグ小破断LOCAカウンターパート実験を実施した。4つの実験の結果は、主要現象の発生は類似であり、相違する点は、各装置の固有の幾何学的特徴及びいくつかの特異な境界条件によって説明できることを明らかにした。例えば、ループシールクリアリング時の炉心の最低水位は、主としてループシール部の炉心との相対的高さの装置間での相違により、LSTF,SPES,BETHSY,LOBIの順に高くなることが分かった。4つの実験結果は、コールドレグ小破断LOCAに対するスケール比及びスケール化コンセプトの効果について最終的な結論を得るための解析コードによる解析に、そのベースを提供するものである。
田坂 完二; 鈴木 光弘; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; J.A.Findlay*; W.A.Sutherland*; W.S.Hwang*; et al.
JAERI-M 85-158, 73 Pages, 1985/10
BWRの熱水力挙動模擬装置である原研のROSA-IIIとGE社のFISTでBWR LOCAの相互比較実験を行い、BWR LOCAの主要現象を明らかにした。対象としたのは大破断、小破断および主蒸気系配管破断の3種類である。ROSA-IIIは炉心と半実長の4バンドル、FISTは実長の1バンドルで模擬しているという大きなスケーリング上の差があるにもかかわらず、両装置による3種類のLOCA実験の主要現象にはいい相似性があることが確認された。これは両装置とも実炉を模擬するに際し流体体積の分布、炉心と各機器との相対高さの模擬を注意深く行ったことにおもによっていると考えられる。
中村 秀夫
no journal, ,
原子力機構は、軽水炉の熱水力安全研究の主要な計画としてROSA計画を行ってきた。特に、加圧水型原子炉の冷却材喪失事故などを同一高さ、同一の運転圧力と温度で模擬する世界最大の総合実験(IET)装置であるLSTFを用いて、OECD/NEA ROSAプロジェクトを含む多数の事故模擬実験を実施し、安全評価解析コードの開発・改良を行っている。ここでは、それらの主要な成果と残された課題をまとめ、今後の方向性を議論する。
Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; Moon, S.-K.*; Lien, P.*; Bestion, D.*; D'Auria, F.*
no journal, ,
軽水炉事故時の安全評価には解析コードが用いられるが、採用される多数のモデルや相関式はほとんど全て、実機から縮小された実験により得られており、解析結果への現象のスケーリングの影響を考慮する必要がある。本発表では、2016年にOECD NEAによって取りまとめられたScalingに関する最新情報レポート(State-of-Art Report)などを振り返り、現象のスケーリングに際する体積比や高さ比などパラメータの影響、事故模擬を行うシステム効果試験装置の特徴やデータの範囲、カウンターパート試験の例としてのBWR事故模擬試験などを基に、スケーリング(外挿)を行うツールとしての解析コードの有効性や限界を概説する。
中村 秀夫
no journal, ,
軽水炉の安全評価に用いるシステム解析コードの性能評価(V&V)を行う時、対象とする軽水炉の熱水力現象に関するスケーリングの考慮が必要となる。ここでは、V&Vパネルセッションへの話題として、日本原子力学会標準「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン:2015」とOECD/NEAによるScalingに関するState-of-Art Reportの比較から、システム解析コードの備えるべき性能と課題について共通するポイントを、原子力機構が実施してきたOECD/NEA ROSAプロジェクトの例などを引き合いにして指摘し、かつ、軽水炉事故時の現象評価における問題点とCFD解析の役割と課題などを合わせて指摘した。
