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鈴木 光弘; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 村田 秀男
JAERI-M 91-103, 156 Pages, 1991/07
本報はROSA-III計画で実施したBWR200%配管破断実験(RUN903)の結果をまとめ、再循環ポンプ運転継続によるシステム挙動への影響を明らかにしたものである。ROSA-IIIの標準的実験条件としては、初期状態の炉心出力がBWR条件の44%と低いために炉心流量を低くして1次系のエンタルピ分布を模擬した。従って実験開始後は、初期流量が少い上にポンプ慣性が小さいため、炉心側へ駆動される冷却水量が少なくなり、これは炉心冷却条件にも影響を及ぼしていた。本実験で再循環ポンプを破断後運転継続した所、約40kg(初期保有水量の約6%)の冷却水が炉心側へ輸送され、特に破断初期に見られた炉心燃料棒のヒートアップを大巾に減少させる結果をもたらした。この実験結果は実炉のLOCA条件における炉心温度挙動の考察に重要である。
鈴木 光弘; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二
JAERI-M 90-051, 256 Pages, 1990/03
本報は、BWR/LOCAを模擬したROSA-III実験のデータレポートであり、併せて高温ECC水注入の影響を調べたものである。ROSA-III計画では、炉心冷却に及ぼすECCSの効果を調べるパラメータ実験の1種として、高温(120
C)のECC注入実験(RUN940,941)を実施した。RUN940は5%小破断LOCA実験、RUN941は200%破断LOCA実験である。これら2実験の結果と、標準的ECC注入実験(水温40C)のRUN922、926の結果とを比較し、次の結論を得た。5%破断実験ではECC温度の違いによる炉心再冠水過程の燃料棒温度挙動に大きな差異は生じなかった。しかし200%破断実験では、PCT(最高被ふく管温度)に大きな差はないものの、4体の燃料集合体の冷却プロセスに違いが生じ、高温ECC注入により炉心冷却が促進される結果が得られた。これら4実験の分析により、ECC注入後の圧力容器内温度分布についてのデータが得られた。
末村 高幸*; 岩村 公道; 大久保 努; 平賀 富士夫; 村尾 良夫
JAERI-M 90-047, 37 Pages, 1990/03
原研においては、ウラン資源の有効利用と共に安全性を向上させた扁平二重炉心型高転換軽水炉の研究が進められている。本炉を対象として、代表的な安全解析項目として大破断LOCA及び外部電源喪失ATWSの解析を実施した。評価コードとしては、最適予測コードJ-TRACを用いた。大破断LOCA解析における最高被覆管温度は899Cであり現行のPWR安全評価基準1200Cを十分に下回った。また、外部電源喪失ATWS解析では1次系(加圧器)最高圧力が18.7MPaと、これも現行PWR安全評価基準20.6MPaを十分下回った。以上の結果から本炉は熱水力学的に十分な成立性を持つことが明かとなった。
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。
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(216C)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。
金澤 昌之*; 朝日 義郎; 平野 雅司
JAERI-M 84-132, 97 Pages, 1984/07
THYDE-P1は、加圧水型原子炉の冷却材喪失事故におけるブロードダウン、再浸水、再冠水過程を、一貫して解析するコードである。従来、同コードは種々の実験解析に適用され、最適評価(BE)計算コードとして、その高い解析性能が示されてきた。本報告では、同コードのブロードダウン、再浸水期の計算に対し、評価計算(EM)コードとして妥当とされているWREM/J2と同等の計算手法を確立し、それにより実施した最初の評価計算の結果を、WREM/J2の結果と比較検討した。本計算は、一連のTHYDE-P1サンプル計算のうち、RUN80として行なったものである。計算は、1.100MWeクラスの商用加圧水型原子力発電プラントの、コールドレグ、ギロチン破断による冷却材喪失事故(LOCA)を、400秒まで解析した。計算結果は、WREM/J2によるものと、良い一致が見られた。
与能本 泰介; 秋永 誠*; 安部 信明*; 田坂 完二; 青木 英人*; 斯波 正誼
JAERI-M 83-046, 144 Pages, 1983/03
HPCS故障を仮定した再循環ポンプ入口側配管での両端破断LOCAを対象とし、RELAP4/MOD6/U4/J3コードにより、BWRとROSA-IIIの両体系を同じモデルで解析し、実験データとあわせて比較検討し相似性を調べた。その結果、系圧力の変化は両者とも実験結果とほぼ一致すること、水位および被覆管表面温度挙動は、こまかい点に関しては、さらに検討が必要であるが、全体的傾向は実験データと一致しROSA-III実験によりBWRの大破断LOCAの主要現象が充分な精度で模擬しうることがわかった。
平野 雅司; 小杉 誠司
JAERI-M 83-002, 78 Pages, 1983/01
1982年2月に、NEA DATA BANKを通して公開されたTHYDE-P1の開発途中の版SVO2LO3用入力データ、及びその計算結果を報告する。本入力データは、3個の入力データセットより構成され、1個は、定常設定用、他の2個は再スタート用であり、全部で、最適評価モデルによる1,100MWe商用PWR大破断LOCAの一貫解析を行う。本入力データは、THYDE-P1の公開に際して、利用者にサンプルデータを提供すると共に、公開版THYDE-P1の大破断LOCA一貫解析性能を検証する目的で作成された。また、本解析結果は、今後、感度解析やコードの修正を実施する際のベンチマークとして、広範に利用可能であり、その意味から、本入力データは、ベースインプットと呼び得る。また、本報告には、幾つかの感度解析の結果も含まれており、公開版THYDE-P1の高い解析性能を示している。
鴻坂 厚夫; 秋元 正幸; 朝日 義郎; 阿部 清治; 村松 健; 新谷 文将; 佐藤 一男
JAERI 1283, 238 Pages, 1982/12
BWR、ECCS性能評価のため原研コードシステムの第1次版が完成した。このコードシステムは想定冷却材喪失事故の全過程を妥当な安全余裕を持って、ECCS、ECCSの性能評価を行うためのものであり、我国のECCS評価基準に従うものである。従ってこれらの計算コードは原子炉設計申請者の評価解析の方法や結果を検査するために使用することもできる。ここで報告されるBWRコードシステムは、分担の異なるいくつかのコードから成る。即ち種々の破断口に対するブローダウン解析用にALARM-B1、HYDY-B1、THYDEーB1があり、再冠水解析用にTHYDEーBREFFLOOD、ヒートアップ解析にはSCORCH-B2が用いられる。コードの内容とともに、実規模BWRについてのコードシステムの性能評価とシステム全体の妥当性についても報告する。
志水 孝司*
JAERI-M 82-094, 101 Pages, 1982/08
原研で開発したBWR用ECCS性能評価コードシステムの中の原子炉主循環系の伝熱流動を解析するALARM-B2コードとTHYDE-B1コードの検証計算の一環として、WREM/J2コードシステムの構成コードRELAP4/MOD6/U4/J3との比較計算を行った。本報は、この計算から明らかとなったモデルの相違による影響や問題点について記述したものである。
新谷 文将
JAERI-M 9655, 98 Pages, 1981/09
ALARM-B2は沸騰水型原子炉の大破断想定冷却材喪失事故時における熱水力学的挙動を解析するためのプログラムであり、ALARM-B1の改良版である。主な改良点は、一次元熱伝導方程式、熱伝達相関式及び一点近似原子炉動特性方程式を取り込むことにより、過渡期間中の炉心での熱伝達現象を計算できるようにした点である。流体の保存式の取り扱いはALARM-B1をそのまま踏襲している。即ち、積分型で解くいわゆるノード・ジャンクションモデルを採用している。このレポートの目的は、本コードの全体の構成を明かにし、併せて計算に必要な入力データを示すことである。新しく追加された解析モデルの妥当性は現在検証作業中である。
秋元 正幸; 新谷 文将; 佐々木 忍; 佐藤 一男
JAERI-M 8004, 103 Pages, 1978/12
計算プログラムALARM-P1は加圧水型原子炉の非常用炉心冷却系の性能評価を行う一連のコードシリーズの一部を成すもので、我が国原子力委員会が制定した安全評価指針に準ずるものである。本解析コードは一次冷却系の大破断に続くブローダウン期間中の熱水力学的現象を解析するものである。PWR系のブローダウン中の流れ、圧力、残存推量、クオリティー、熱伝達等をモデル化して計算する。いくつかの体積要素について積分された流体の保存式と状態方程式が一次元流れ、熱的平衡のもとに解かれる。又一次元熱伝導方程式を差分化して、構造材等の固体内部の温度分布や表面の熱伝達も計算される。ALARM-P1の重要な役割の一つは、ブローダウン後期の再冠水過程の解析のための初期条件を与えること及びLOCA全期間中を通して炉心のヒートアップ計算のための情報を与えることである。この報告書には、コードの使用法、解析モデルとその解法について1978年6月現在のものを述べてある。
秋元 正幸
JAERI-M 6968, 41 Pages, 1977/03
ALARM-B1は沸騰水型動力炉の冷却材喪失事故、特に一次冷却系配管の大破断に伴う熱力学的、熱水力学的過渡現象を解析するための、FORTRAN-IVで書かれたFACOM 230-75用の計算プログラムである。この計算プログラムの主なる出力データは、事故後の炉心入口流量、及びエンタルピー等である。この計算プログラムは炉心の熱伝達現象を計算せず流体への伝熱量はあらかじめ評価して、入力データとして与えられる。ALARM-B1は流体の保存式を積分型で解く、いわゆるノード・ジャンクションモデルを採用している。計算されるノード・ジャンクション数、及びそれらの流体の初期条件は入力データによって与えられる。ALARM-B1は可変ディメンジョンを採用しているので、ノード・ジャンクション数に対しては特に制限はない。
