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C.J.Choi*; 中村 秀夫
Annals of Nuclear Energy, 24(4), p.275 - 285, 1997/00
被引用回数：7 パーセンタイル：52.72(Nuclear Science & Technology)RELAP5/MOD3バージョン3.1.2コードを用い、PWRの炉停止後でミッドループ運転中に、余熱除去系が何らかの原因で停止した場合に生じる事象を模擬したROSA-IV/LSTF実験につき、実験後解析を行った。解析には、コールドレグに5%破断相当の開口部を仮定した実験の結果を用いた。コードは、余熱除去系停止後に生じる炉心での冷却材沸騰開始時刻や、1次系の最高圧力等を良く予測した。しかし、解析では蒸気発生器伝熱管で早期に蒸気凝縮が開始したため、ループシール排除の時刻が遅れた。さらに、コードは振動的な計算結果を生じ、それに起因する数値丸め誤差によって大きなマスエラーを生じた。ただし、1次系の圧力上昇に伴って破断口から流出する冷却材の量が、マスエラーと相殺したため、1次系の圧力や冷却材の量等、主要なパラメータには影響を与えないことがわかった。
中村 秀夫; 久木田 豊
Int. Conf. on New Trends in Nulear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.77 - 86, 1994/00
加圧水型原子炉(PWR)停止時に炉心を冷却する余熱除去(RHR)系が、1次系水位を水平配管付近に低下して行われるミッドループ運転中、何らかの原因で停止する事象について、ROSA-V/LSTF装置を用いて模擬実験を行った。本事象発生時には、空気等の非凝縮性気体が気相部を満たしている為、高圧の炉運転時に発生する冷却材喪失事故(LOCA)とは異なる複雑な熱水力現象が予想される。また、炉停止時にはECCSや主要な計測器が使用できない場合がある。実験は、1次系圧力境界に作業用開口部を仮定した場合を含めて7回行い、炉心内冷却材の沸騰開始までの時間余裕、その後の圧力上昇、蒸気移動、主冷却材分布及び炉心露出といった主要な熱水力現象に対する、非凝縮性気体、作業用開口部の有無や位置及び蒸気発生器2次側冷却材等の影響を明らかにした。本報告は、これらの結果をまとめたものである。
中村 秀夫; 片山 二郎; 久木田 豊
Power Plant Transients,1992; FED-Vol. 140, p.9 - 16, 1993/00
これまで、PWRのミッドループ運転(原子炉停止時に、炉心崩壊熱を余熱除去系を用いて除去しつつ、一次系水位を水平配管付近まで下げて各種作業を行う)時に、余熱除去系が何らかの原因で停止し、炉心冷却材が沸騰する等、いくつかの事象例が報告されている。なお、ミッドループ運転時には、一次系は大気圧で室温に近く、気相部は非凝縮性ガス(空気又は窒素)で満たされている為、事象では、非凝縮性ガスが関与した複雑な熱水力挙動が発生する。ここでは、LSTF装置を用い、1次系に開口部が無い条件で実施した模擬実験の結果をまとめた。実験では、余熱除去系停止後、炉心沸騰、蒸気発生器(SG)での蒸気凝縮が生じたが、それに伴い、1次系気相部内の非凝縮性ガス(空気)がSG伝熱管内に蓄積されることが観察された。更に、簡単なモデルを用いた1次系の圧力予測を行い、1次側圧力を低く保つために、SGの2次側冷却材が重要な働きをすることを示した。
T.Chataing*; 中村 秀夫; 久木田 豊
Proc. of the 2nd ASME/JSME Nuclear Engineering, p.247 - 254, 1993/00
ウエスティングハウス社型PWR炉停止時の余熱除去系機能喪失事象を模擬したROSA-IV/LSTF実験(TR-RH-02)につき、CATHARE 2、RELAP5/MOD3の2つのコードを用いた解析を、低圧、低炉出力、非凝縮性ガスが関与した条件でのコードの予測性能検証のため実施し、比較検討を行った。その結果、両コード共、ループシール水が排出される約2500秒まで実験結果を良く模擬した。ただし、炉心、ダウンカマ、コールドレグ、蒸気発生器2次側等で発生した多次元自然循環を1次元コードで予測する上で、ノーディングが重要な効果を持つと共に、2つの並行流路によるノーディングにより、定性的に模擬可能な場合があることを示した。更に、炉心部とダウンカマー間の伝熱、構造物壁面上での凝縮熱伝達が1次系の圧力上昇の予測に大きな影響を及ぼすことを明らかにした。
中村 秀夫; 片山 二郎; 久木田 豊
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5,Vol. 5, p.1333 - 1340, 1992/00
PWRのミッドループ運転時における余熱除去系機能喪失事象のLSTF装置による模擬実験を、RELAP5/MOD3コードを用いて解析した。解析は、コールドレグ5%破断相当の開口部を仮定した実験について行った。解析では、1次系圧力等の主要な実験結果が、ループシール水の排出の時点まで良く予測された。また、余熱除去系停止後の炉心冷却材の温度上昇等、多次元的な流動の関与したいくつかの現象についても、並行流路に分割する等の2次元的流動を考慮した計算を実施した結果、定性的に模擬することができた。更に、解析により、炉心及び上部プレナムとダウンカマの間での蒸気凝縮を伴う熱移動の模擬が、1次系圧力の予測に不可欠であることが明らかとなった。ただし、コードは炉心ボイド率を過大評価した為、炉心部水位が常に上部プレナム内に保たれ、実験で観察された炉心露出を模擬できなかった。
中村 秀夫; B.Noёl*; 安濃田 良成; 久木田 豊
1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.209 - 214, 1991/00
原子炉停止後、一次系冷却材を一部排出し水位を形成した状態で各種のメインテナンスを実施(ミッドループオペレーション)時に、炉心崩壊熱を除去する余熱除却系が、停電又はポンプのキャビテーション等の原因で機能を喪失するという事象がいくつかの原子炉で発生した。その結果、いくつかの炉では炉心冷却材が沸騰し、長期の余熱除却喪失が炉心露出を引き起こす可能性が有ることを示唆した。原研で、この様な余熱除却喪失事象をROSA-IV/LSTFで模擬し、低温側配管に開口部が有る場合、ループシールクリアリングとボイルオフの2つの原因による炉心露出を観察した。更に、一次系での非凝縮性ガス(空気)が蒸気発生器の細管内での蒸気凝縮挙動に大きな影響を与え、その結果、一次系の圧力挙動やループシールクリアリング挙動等が影響を受けた。CATHARE2コードを用いた実験後解析は、定性的に良好な結果を示した。
中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊
Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, p.497 - 503, 1991/00
ROSA-IV/LSTFを用いて、原子炉停止後のミッドループオペレーション(1次系水位を低下させて各種メインテナンス作業)実施中の余熱除去(RHR)喪失事象を模擬した実験を実施した。ここでは、開口部やレグ閉鎖部の位置、蒸気発生器(SG)2次系冷却材の有無をパラメータとした3例の実験結果についてまとめた。実験では、いずれも炉心が沸騰して1次系が加圧され、その後連続的に、炉心露出を伴うループシール解除や長期間の炉心ボイルオフ等が観察された。その際2次系冷却材は、沸騰する炉心で生じる蒸気のSG細管内での蒸気凝縮を促進し、1次系冷却材の保持および圧力昇速度低下に有効となることが観察されたが、同時に事象発生時に1次系気相部を満たしていた非凝縮性ガス(空気)が、SG細管内での蒸気凝縮を強く防げる効果が有ることがわかった。
高村 三郎; 前田 裕司; 渡辺 光男; 加藤 輝雄; 川上 弘紀; 森 繁
JAERI-M 85-133, 137 Pages, 1985/09
極低温照射装置(LHTL)はJRR-3水平実験孔H-5に昭和42年3月に建設完了した。その後、本装置を用いて固体の照射損傷の基本的性質および超電導磁石材料の照射損傷の研究を中心とした炉内照射を行って来た。昭和59年3月にLHTLは撤去された。本報告書はLHTLの撤去の計画と実施およびその安全性について述べると共に、LHTLを用いて得られた研究成果を述べる。
佐藤 章一; 池添 康正; 清水 三郎; 中島 隼人; 小貫 薫; 高柳 政二; 鈴木 正年; 長谷川 昭司; 内藤 和夫
JAERI-M 82-081, 65 Pages, 1982/07
低温化学照射装置(LTFL)を昭和56年4月と5月に撤去した。LTFLは、JRR-3水平実験孔を用いて昭和44年3月に建設された。以後、本装置は昭和54年10月の最終運転まで、核分裂片照射効果を中心とする放射線合成化学の研究のための炉内照射装置として利用された。本報告は、LTFLに関連した研究成果と共に、ループ撤去の計画と実施、撤去後の原子炉安全性検査について述べたものである。
小林 敏明; 佐藤 章一; 池添 康正; 清水 三郎; 中島 隼人
JAERI-M 7246, 14 Pages, 1977/08
昭和51年度には、LTFLを51年12月から、52年3月までの間に4回運転し、57試料を入れた19カプセルを照射した。照射運転は、これまでで最長の12時間照射も含めて順調であった。保守作業として、冷却水系統の洗浄用配管の取付け、計測系統の点検調整などを行った。照射試料の分析により、炭酸ガス分解による一酸化炭素生成と共に、水その他の多くの含酸素化合物が生成していることが明らかになった。たとえば、プロパン添加率1%で10~15MRadの照射により、G(CO)=5.4、G(H
)=3.5、G(i-PrOH)=0.2、G(Acetone)=0.1といった値が得られた。LTFLは昭和42年に炉外試験、45年から照射運転を行ってきた。装置の炉内部分の放射能は、取外し時の放射線防護対策の最重要事であるので、これを評価するため、核種別の重量分布の評価を行った。
小林 敏明; 佐藤 章一; 池添 康正; 清水 三郎; 中島 隼人
JAERI-M 6507, 11 Pages, 1976/03
昭和50年度には、LTFLを7月と9月に運転し、30ケの試料を入れた10ケノカプセルを照射した。運転は円滑に行なわれた。当初予定した、あと2回の運転は10月から原子炉が停止したので、次期に延期した。本年度に行った主な保守作業である、2系列の真空ポンプのオーバーホール、その他の作業について述べた。本ループが運転可能となった昭和44年4月以降の全保守作業を年表にまとめた。今期の照射試料は主にプロパン添加炭酸ガス系の反応で物質収支を見るためのものであった。最近に行ったループ照射実験結果の解析により、明らかになった事についても概略を述べた。
佐藤 章一; 小林 敏明; 池添 康正; 清水 三郎; 中島 隼人
JAERI-M 6107, 33 Pages, 1975/04
昭和48・49年度にLTFLを計13回運転し、試料計201ケを入れたカプセル71ケを照射した。48年度前半に小トラブルがあったが、全体として照射は計画通りに行うことができ、保守作業の進行に伴い、完全にトラブルフリーの運転ができるようになった。この期間に行われた、照射実験計画の所内安全審査、照射運転経過、保守作業、高圧用試作カプセルの試験について述べ、あわせて、反応研究の概略について記した。
佐藤 章一; 森山 昇; 小林 敏明; 池添 康正; 清水 三郎; 山崎 彌三郎; 団野 晧文
JAERI-M 5421, 49 Pages, 1973/10
昭和47年度にLTFLは、低温運転1回を含め6回運転され、24カプセル、49試料を照射するのに用いられた。試料の主なものは、核分裂片線量測定法開発のためのエチレン線量計とアンモニア+炭化水素(主にエタン)系の核分裂片照射効果測定用反応試料である。同時に3試料を照射できる新型カプセルとアンモニア系反応試料照射計画に関する安全審査、ならびに期間中の主な保守作業についても述べた。
佐藤 章一; 森山 昇; 池添 康正; 清水 三郎; 小林 敏明; 岡本 次郎; 浜ノ上 熊男; 徳永 興公; 山崎 彌三郎; 団野 晧文
JAERI-M 5360, 16 Pages, 1973/08
昭和46年度は、LTFLを年度を通じて定常運転を行った。すなわちLTFLを11回運転し、55ヶのカプセルを照射した。3回の低温運転が含まれている。この運転により、(1)エチレン線量計による核分裂片線量測定法とその計算法の開発(2)LTFL内における原子炉から直接のバックグランド放射線線量の測定(3)核分裂片による窒素-エチレン系からのシアン化水素生成の測定および(4)反応生成物の汚染測定、をおこなった。また定用ループ保守のため、ヘリウム圧送機のオーバーホールと圧力、温度の計測系の点検校正を行った。
佐藤 章一; 森山 昇; 助川 友英; 団野 晧文; 大島 恵一*; 山崎 彌三郎; 岡本 次郎; 浜ノ上 熊男; 池添 康正; 徳永 興公
JAERI-M 4630, 17 Pages, 1971/11
昭和44年度に行なわれた低温化学照射装置の運転について述べた。計7回の運転で、装置の特性、特にヘリウム流路の圧力、温度特性を軋定し、設計計算値と比較できる結果を得るとともに、試料取扱いなどの運転操作の習熟も企った。本装置で、充分安全に化学反応系の核分裂片照射実験を行なうことができ、所期の目的を達せられるとみられる。
