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小泉 安郎; 中村 秀夫; 田坂 完二; J.A.Findlay*; L.S.Lee*
Nucl.Eng.Des., 102, p.151 - 163, 1987/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.78(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所は、ROSA-III実験装置において、再循環ポンプ吸込部における2.8%破断の小口径LOCA実験を行った。本実験は、先にGE社のFIST実験装置にて行われた2.8%小破断LOCA実験のカウンターパート実験であった。これら2実験の目的は、BWR小破断LOCA時の主要事象に対し、より深い理解を得ることにあった。両実験において、主要事象に関し相互に矛盾は無く、現象の相似性が確認された。これら両実験結果をTHYDE-B1コードは十分精度で再現し、同コードの有用性が示された。このコードを用いてBWRの小破断LOCA(2.8%)解析を行い、BWR小破断LOCA時の現象を明らかとした。
熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 与能本 泰介; 田坂 完二; J.A.Findlay*; W.A.Sutherland*
Nucl.Eng.Des., 103, p.223 - 238, 1987/00
被引用回数：1 パーセンタイル：19.35(Nuclear Science & Technology)沸騰水型原子炉における大破断冷却材喪失事故時の熱流体挙動を調べる目的で、原研のROSA-III装置と、GE社のFIST装置とにおいて、同一条件の対応実験を実施した。本報は,これらの対応実験より得られたBWR大破断事故の共通事象の特徴を述べるとともに、RELAP5/MOD1コードを用いて実施したBWR,ROSA-III,FIST三者の大破断冷却材喪失事故時の流体挙動の相似性に関する解析結果を述べている。そしてこれらの実験及び解析より、ROSA-IIIとFIST両装置における熱流体挙動はBWRの事故時熱流体挙動を模擬することを明らかにした。両装置個有の特性、例えばROSA-IIIの炉心長は実炉の1/2である点、及びFISTは燃料集合体1体の炉心である点等は、大破断事故時の熱流体挙動に重要な影響を与えないことを明らかにした。本研究は、米国GE社との協力の下で遂行されたものである。
鈴木 光弘; J.A.Findlay*; 田坂 完二; W.A.Sutherland*
Nucl.Eng.Des., 98, p.39 - 55, 1986/00
被引用回数：1 パーセンタイル：20.71(Nuclear Science & Technology)ROSA-III試験装置で実施したBWR主蒸気管大破断模擬実験(RUN952)と、これに近い条件で実験した米国FIST装置(NRC,EPRI,GE共同研究)の実験(6MSB1)とについて、主要な熱流体現象の比較検討を行なった。次に両実験で異なっていたECCS条件等を一致させ、同一条件のBWR/6の主蒸気管大破断LOCAとの相似性を、解析コードRELAP5/MOD1を用いて解析した。この結果、装置形状の異なるROSA-IIIとFISTにおいて、各部の容積、炉心出力、破断口面積等の比及び初期条件がそれぞれBWR/6体系と同じであれば、主要な熱水力現象は相似的になることを明らかにした。装置個有の特性としては、初期水位と主蒸気ライン位置の関係、ダウンカマー部の流路形状、炉心熱出力密度、装置の構造材熱容量等の影響が現われるが、これらの影響の程度も明らかにした。なお、両実験の比較から、高圧炉心スプレイ系等ECCSの個別の効果についても分析した。
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。
鈴木 光弘; 安濃田 良成; 田坂 完二; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 84-135, 206 Pages, 1984/08
本報は、ROSA-IIIにおける再循環ポンプ吸込側200%破断実験RUN983の結果を収録し、大口径破断における主蒸気隔離弁(MSIV)閉鎖信号の相違、給水系フラッシングの有無、および炉心出力の相違による熱流体挙動への影響について検討した。主な結論は以下の通りである。(1)MSIV閉信号をダウンカマー水位してからL1に変更しても系圧力及び圧力容器内インベントリに大きな影響は生じない。(2)給水系ラインにざんりゅうする温水(216
C)は減圧時にフラッシングし、減圧速度を遅くする。(3)BWRの燃料表面におけるLOCA時の熱流束を模擬する炉心過渡熱出力曲線を用いたRUN983の実験では、給水フラッシングがないことによるLPCS、LPCI系の早期作動と相まって最高燃料表面温度は従来の実験条件の場合より大幅に低下した。なお、RUN983実験は、米国のBWR/LOCA疑義実験FIST計画の対応実験の1つとして実施され、現在FISTとROSA-IIIの相似性の検討が進められている。
鈴木 光弘; 安濃田 良成; 田坂 完二; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 84-100, 197 Pages, 1984/06
本報告は、ROSA-III装置を用いたBWRのLOCA現象を模擬した小破断実験、RUN984の結果をまとめたものである。この実験の特徴は、米国で行われているFIST実験の小破断実験実験条件を一致させたところにあり、BWRを模擬する2つの異なる実験装置、即ちROSA-IIIとFISTの特性が小破断実験にどの様な影響を及ぼすかを調べることを目的としている。両実験結果の検討は現在進められている。本報は、この検討を前に、他の同様なROSA-III小破断実験RUN920とRUN922(それぞれ2%、5%破断)の結果とRUN984(2.8%破断)の結果を比較することにより、小破断実験に及ぼす主磁気隔離弁(MSIV)閉作動信号と自動源圧系(ADS)流量の影響等を明らかにしている。即ち、MSIV閉信号が遅い場合は圧力制御系が作動するが、炉心冷却には大きな影響はない。ADS流量が大きいと炉心冷却を促進する事がわかった。
