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岡野 靖; 山野 秀将
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05
森林火災の延焼及び煤煙移行の数値シミュレーションを行い、天候条件に対する感度、及び、ナトリウム冷却高速炉の空気冷却器エアフィルターにおける煤煙積算量を評価した。森林火災延焼シミュレーションはFAR SITEを用い、時間進展に伴う火災エリアの拡大と反応強度、火線強度を導出した。煤煙移行挙動はALOFT-FTを用い、PM2.5/10粒子の空間濃度分布を導出した。エアフィルターにおける煤煙積算量は単位面積あたり数百グラム程度と見積もられ、これは運転上の制限である15kgを大きく下回ることが分かった。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-M 94-037, 66 Pages, 1994/03
REFLA/TRACコードは、軽水炉内の熱水力挙動解析のために原研で開発を進めている最適予測コードである。REFLA/TRACコードは米国で開発されたTRAC-PF1/MOD1コードを骨組みとし、再冠水モデル、凝縮モデル、界面摩擦モデル等を原研で改良したものである。これまでに改良モデルの妥当性を種々の分離効果試験データを用いて検証してきた。本報告はPWR大破断LOCA事象に対する予測性能をLOFT L2-5試験データを用いて総合的に評価した結果をまとめたものである。計算結果と測定結果とを比較検討した結果から、REFLA/TRACコードにより、破断流量、非常用炉心冷却水のバイパス量、被覆管温度履歴等の主要なパラメータを良好に予測できることがわかった。その結果、REFLA/TRACコードによりPWR大破断LOCA時のシステム内熱水力挙動を安定かつ高速に実用上十分な精度で予測できることを確認できた。
LOFT専門部会
日本原子力学会誌, 33(12), p.1112 - 1120, 1991/12
OECD LOFT計画は、熱出力50MWのPWRを用いて、LOCAおよび運転時の異常な過渡変化に関する総合実験を行い、それらの事故および異常時における原子炉プラントの熱水力挙動、ECCSの有効性、さらにはFPの移行挙動を明らかにすることを目的として実施された。OECD LOFT計画では、熱水力実験6回とFP移行実験2回の合計8実験が行われた。熱水力実験の結果から、ECCSの有効性および現行の安全基準の妥当性が改めて、確認された。一方、最後に行われたLP-FP-2実験は、LPIS配管の破断を含む極めて苛酷な多重故障によるシビアアクシデントを模擬し、燃料集合体の損傷過程並びにFP移行に関するデータを提供した。本稿は、OECD/LOFT計画の成果と、国内での関連研究の概要をとりまとめたものである。
田坂 完二*; 安濃田 良成; 久木田 豊
The OECD/LOFT Project; Achievements and Significant Results, p.145 - 163, 1991/00
OECD LOFT計画のLP-SB-1及びLP-SB-2実験は、PWRのホットレグ3インチ管破断を模擬した実験で、1次冷却材ポンプの運転と継続した場合と停止した場合の相違を調べるために行われた。ポンプを早期に停止した場合には、破断口露出以前の破断流量が多いが、破断口露出のタイミングは、ポンプの運転を継続した場合に比べかなり早い。破断口が露出した後は、破断流量は極端に少なくなるため、ポンプの運転を継続した方が破断流量が多くなる。こうした現象は、ホットレグ内の二相流が相分離により層状流になるためであるが、従来の計算コードでは予測が不十分であった。しかし、二相流動様式遷移およびoff-take (Pull-throghおよびエントレインメント)モデルを改良することにより、予測性を改善することができた。しかしながら、これらの現象に関する計算コードの予測精度にはさらに改良の余地がある。
小泉 安郎; 安濃田 良成; 田坂 完二; 三村 裕一*; 前田 章雄*
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(4), p.395 - 403, 1988/00
LOFT装置は出力50MWの実験用小型PWRである。この装置でおこなわれたコールドレグ大破断LOCA実験LP-02-6をRELAP5/MOD2コードで解析した。
朝日 義郎; 新谷 文将; 渡辺 正
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(5), p.365 - 376, 1987/05
被引用回数：1 パーセンタイル：19.35(Nuclear Science & Technology)商用PWRの破断LOCAの解析がLOFTL2-3条件下でTHYDE-P2コードを用いて行なわれている。LOFT系と商用PWRとには、大きな熱的幾何学的差があるにもかかわらず、計算結果は、LOFTL2-3をよく再現した。商用PWRはLOFTL2-3の事故条件下では、大きな安全裕度をもって現在の安全規模を満足している。
朝日 義郎; 鈴木 優一*
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(10), p.753 - 763, 1984/00
被引用回数：4 パーセンタイル：45.52(Nuclear Science & Technology)新非平衡熱水力モデルに基づくTHYDE-Pコードを用いて、LOFT L2-3の一貫解析がなされている。この解析で用いられているいろいろな仮定と相関式とが説明されている。プール条件でのDNB(核沸騰からの離脱)とリウェッティングとクエンチングとを調べるために、いくつかの助変数が定義されている。ガス相と液相との相間熱伝達係数は核沸騰と同じ圧力依存性を有すると仮定されている。しかし、燃料内の蓄積エネルギーと温度分布の定常度とを考えることによって、プール条件下での熱伝達モード遷移をより理解するための研究が更に必要である。
LOCA研究委員会; LOFT専門部会; 小泉 安郎; 内田 秀雄*; 桂木 学
日本原子力学会誌, 26(5), p.375 - 383, 1984/00
熱出力50MWの加圧水型実験用原子炉(LOFT炉)を用い、冷却材喪失事故及び異常過渡に関する研究を行って来た米国NRC主催の国際プログラムであるLOFT計画は、昭和57年に大きな成果をあげ幕を閉じた。日本原子力研究所は、昭和51年以来、同計画に参加してきた。本稿は、同計画への参加を通じて得た成果をまとめたものである。
藤木 和男; 吉田 一雄
JAERI-M 82-076, 40 Pages, 1982/07
米国LOFT原子炉において実施された実験L3-6/L8-1の解析をRELAP4/MOD6/U4/J3コードを用いて行なった。解析の主たる目的はPWRの小口径破断・冷却材喪失事故に対するRELAP4/MOD6/U4/J3コードの解析能力を検証することである。1次冷却系統の圧力、温度、破断□からの放出流量、系内の冷却材分布、燃対棒温度挙動等についてコードによる計算結果と実験データとの比較を行ない、その結果、破断流量、一次系の圧力、温度及びホットレグの分離二相流以外の健全ループ内流動については両者は良い一致を示した。しかしながら主冷却水ポンプの二相流状態での挙動、蒸気発生器、破断ルーブ(停滞水)に関しては解析モデルの改良が必要なことが明らかになった。
平野 雅司
JAERI-M 82-028, 85 Pages, 1982/03
THYDE-PコードによるLOFT小破断実験L3-6及び最初の炉心損傷に至る過渡変化実験L8-1に於ける系の熱流動の最適評価、実験後解析の結果を報告する。この実験は、OECD-CSNI国際標準問題No.11に指定された。また、本計算はTHYDE-Pサンプル計算Run60として行ったもので、一連のTHYDE-Pサンプル計算の一部を成すものである。
平野 雅司; 志水 孝司; 朝日 義郎
JAERI-M 82-008, 71 Pages, 1982/02
L3-1実験はLOFTで行われた最初の小破断実験で、初期出力48.9MW(98%定格熱出力)で行われた。破断口は商用原子炉の4インチパイプ破断(2.5%破断)を模擬している。この実験はOECD-CSNIの国際標準問題9番となっている。THYDE-Pコードは冷却材喪失事故のブローダウン及び再冠水過程をモデル及び手法の変更なしに一貫して解析する計算コードであり、現在、検討計算及び修正が行われている。本解析は、小破断LOCAに最初に適用した検証計算で、サンプル計算Run50として行われた。計算は、2000秒まで行い、Moodyの臨界流相関式に対する放出係数は0.8とした。実験の全体的挙動はTHYDE-Pによって良く模擬された。
平野 雅司
JAERI-M 9765, 52 Pages, 1981/10
LOFT計画における出力上昇実験シリーズ(シリーズL2)のL2-3実験の一貫解析を、THYDE-Pコードを用いて行った。L2-3実験の目的は、最大線出力密度 39.4kw/mにおける炉心の熱水力学的挙動、および燃料被覆管表面の熱機械学的挙動を同定する事にあった。THYDE-Pコードは、加圧水型軽水炉の冷却材喪失事故の、ブローダウン、および再冠水過程を、手法やモデルの変更なしに一貫して解析する計算コードであり、現在、検証計算、および修正を行っている。本解析は最適評価オプションを用い、サンプル計算Run40として行ったものであり、一連のTHYDE-Pサンプル計算の一部を成すものである。計算は,実験開始後から炉心が完全に未飽和水下に没するまで(約60秒)行った。計算された燃料被覆管表面温度の挙動は、実験値と良い一致を示した。
平野 雅司; 朝日 義郎
JAERI-M 9535, 78 Pages, 1981/06
LOFT計画の冷却材喪失実験L2-2の一貫解析がTHYDE-Pコードを用いて行なわれた。L2-2実験は、核炉心、コールドレグ両端破断の出力上昇実験シリーズ(シリーズL2)の最初のものである。THYDE-Pは、加圧水型軽水炉の冷却材喪失事故のブローダウン、および再冠水過程を解析する計算コードであり、現在、検証計算、および修正が行なわれている。それゆえ、LOFT実験の結果は、現段階のTHYDE-Pコードにとって、有用である。本解析は、最適評価オプションを用い、一連のTHYDE-Pサンプル計算の一部をなす、サンプル計算Run30として行なわれた。本報告では、解析結果が実験結果と比較され、議論される。本計算では実験開始後55秒で炉心ノードは完全に未飽和水下に没した。それは、実験結果との良い一致を示している。
竹下 功; 早田 邦久; W.H.Grush*
JAERI-M 9399, 48 Pages, 1981/03
LOFT L2-2実験でのブローダウン初期に現れた炉心のリウェット現象は、これまでの予測計算では予測されなかった。そこでRELAP4/MOD6によりL2-2実験について、被覆管温度に与えるシステムノーダリゼーションの効果、炉心における熱伝達関係式の効果を中心に感度解析を行なった。システムノーダリゼーション感度解析では、炉心、ダウンカマの流動抵抗が、ブローダウン初期の炉心流量に大きな影響を与えることが、また熱伝達関係式感度解析ではギャップコンダクタンスの被覆管温度への影響が大きいことがわかった。
佐々木 忍; 新谷 文将
JAERI-M 8746, 72 Pages, 1980/03
CSNI標準問題No.8の解析 日本原子力研究所東海研究所安全解析部 佐々木忍、新谷文将 計算コードALARM-P1を用いて、セミスケールS-06-3実験の解析がおこなわれたので、ここに報告する。本問題は、1979年度NEA国際標準問題No.8として選ばれた。ここに報告するのは入力データ作成後、CSNIに送付した最初の計算結果である。使用されたコードの性格上、リフィル、リフラッドPhaseの解析は除外され、ブローダウンの解析が中心となった。結果として、ECC水の注入以前の水力挙動は漑ね実験データと一致してはいるが、ヒータ表面温度は、かなり低く予測された。ECC水注入後は解析モデルに起因する急激な圧力変動のため、26秒以降、計算が続行できなかった。データとの比較検討の結果、解析手法と入力データ双方にいくつかの問題点が明らかになり、次回の再解析で十分解析されるであろう。
斯波 正誼; 竹下 功
日本原子力学会誌, 21(8), p.613 - 624, 1979/00
被引用回数：0LOFT計画は、熱出力55MWの小型のPWRを使用し、1次冷却系配管破断によるLOCAならびにECCSによる冷却水の注入を模擬した実験を行ない、その際の1次冷却系ならびに炉心の応答を測定する実験研究である。このような実験を行なう目的は、LOCA/ECC安全評価用計算コードの妥当性の実証,現行のECCSの設計の妥当性の確認,ならびにLOCA/ECC現象をより精緻に記述する計算コードの開発である。LOFT計画に使用するPWR(LOFT炉)は、1975年に完成し、現在までに合計8回の実験を実施した。これらの実験から、コールドレグの両端破断に対し、現行のコールドレグへ冷却水を注入するECCSの設計は妥当であり、炉心は有効に冷却されることが示された。
佐々木 忍
JAERI-M 7947, 88 Pages, 1978/10
本報告書は、米国アイダホの国立研究所で行われたLOFT炉によるL1シリーズ実験(非核実験)の内、特にL1-2に関しての実験をALARM-P1コードを用いて解析したものである。本実験は、将来の核実験への基礎となるもので、その手はじめとして、炉心は単なる抵抗体とみなし、ECCSを考慮せず、系全体を等温としたブローダウン実験である。計算に際して、そのインプットデータは、安全工学第一研究室で行われたRELAP-4Jコードによる本実験解析のデータを参考とし、ALARM-P1コード用に移しかえて使用した。解析の主たる目的は、ブローダウン現象の把握とあわせて、本コードに関しての妥当性、特徴等を明確にすることにあり、本実験結果との照合では、比較的満足な予測を示した。
鈴木 光弘; 傍島 真; 佐々木 忍; 大西 信秋; 斯波 正誼
日本原子力学会誌, 20(6), p.420 - 430, 1978/06
被引用回数：0本報は、PWRのLOCA模擬実験として米国INELで行なわれたLOFTセミスケール実験1011番を、改良したRELAP-3コードを用いて解析し,ブローダウン過程の解析に及ぼす諸因子の影響を調べたものである。本報の解析の1ケースは、1975年8月、米国で開かれたCSNI主催のベンチマーク標準問題No.2に提出したものであり、実験装置の諸元と実験条件のみを与えられ、実験結果を知らされずに行なった解析である。他の解析ケースは、実験結果の公表後、実験結果に一層よく合う諸因子を検討したものである。この解析を通して、放出係数(C
)には流出クオリティの関数を、また気泡離脱速度(V
)にはWilsonの式を適用した改良モデルは、実験結果によく一致する結果を与えた。一次系の中のたて長な部分に気液分離モデルを適用すると、流出流量や残存水の傾向が実験値によく一致した。また炉心流れには健全ループポンプの駆動力の変化が影響した。
早田 邦久; 和田 善之*; 大坪 直昭*
JAERI-M 7695, 30 Pages, 1978/05
LOFT協定に基づいて入手したLOFT実験データ並びに、RELAP4J、RELAP4Mod5、ALARM-P1の計算結果を、任意の組み合わせで、重複プロット、演算可能なプログラムを作成した。このプログラムを使用することにより、計算結果とデ一夕の比較、計算結果相互の比較が容易に行なえる。
早田 邦久; 佐々木 忍; 秋元 正幸; 小泉 安郎; 新谷 文将; 佐藤 一男
JAERI-M 7329, 97 Pages, 1977/10
LOFT-4非核実験シリーズL1-4実験の予備解析をRELAP-4J及びALARM-P1を用いて行なった。L1-4実験は、ECCをコールドレグに注入する実験であり、L1シリーズ中最も重要な実験である。従って、CSNIが標準問題として選び各国で予備解析を行なった。本解析の結果、次のことがわかった。(1)解析モデルの違いが多少あるが、解析結果は非常に良く一致した。(2)数値解法上のモデルの違いから、ALARMに、不安定な解があった。(3)ポンプモデルの違いで、流量に差があった。(4)ダウンカマ内の流動、2次系との熱伝達、(5)サプレッションタンク内の挙動については、モデルが不充分である。
