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栗原 良一; 渡辺 健一*; 小西 哲之
JAERI-Review 2003-020, 37 Pages, 2003/07
日本原子力研究所で概念検討している将来の核融合原型炉は、系全体の熱効率を上げるために炉内機器の冷却材として超臨界圧水を使用する設計にしている。したがって、核融合原型炉の真空容器内でブランケット冷却配管が破断した場合に、超臨界圧水の放出挙動を評価することは安全性を確保するうえで重要である。しかし、それを正確に評価するためには、超臨界圧水ブローダウンの熱水力現象を解析しなければならない。そこで、現時点で実際に使用されている超臨界圧水冷却火力発電プラントにおいて、ボイラー火炉やタービン内で冷却水が噴出した場合の実験や解析が行われていないか、国内外の公開文献を調査した。また、将来の軽水炉として東京大学で設計された超臨界圧水冷却軽水炉のLOCA解析コードについて、超臨界圧水の熱伝達式に関する評価式等を調査した。核融合実験炉ITERモデルの真空容器内冷却水漏洩事象(ICE)の評価に用いたTRAC-BF1コードは、蒸気表や構成式が21MPa,374C以上の超臨界圧水に対応していない。そのため、超臨界圧水冷却の核融合炉においてICE事象が発生した場合の評価ができるようにTRAC-BF1コードを改良するうえで必要な課題について調査した。
鴻坂 厚夫; 石谷 隆広*; 熊倉 利昌*; 奈良岡 賢逸*
JAERI-M 8166, 66 Pages, 1979/03
冷却材喪失事故解コードとして広く用いられているRELAP-4コードは、原型版であるMOD2にはじまり、MOD3、MOD5、MOD6へと発展してきた。物理モデルの改良と詳細化が進み、取り扱える現象の範囲と程度が拡大し、MOD6ではブローダウンから再冠水に至るまで一貫してBE計算が可能とされている。それに伴い、プログラムの規模が巨大になり、それを計算機の記憶容量の制限内に収めるべく多くの工夫がなされている。すなわち、MOD5で組込まれたDynamic Storage Allocation機能やMOD6で登場したPRELOADプリプロセッサーなどである。本報告書では、これらの機能の詳細とFACOMへのシミュレーションの方法について記述し、サンプルデータによる計算結果についても触れる。