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浅香 英明; 安濃田 良成
混相流, 17(2), p.116 - 125, 2003/06
原研ROSA-V計画のもとで、LSTF装置を用いた総合実験とREALP5/MOD3コード解析により、加圧水型原子炉(PWR)の高圧ECCS注入機能喪失に伴う小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)時におけるSGの2次系強制冷却の有効性にかかわるパラメータの体系的評価手法を示し、運転操作の判断根拠を定量的に明らかにし、運転員が把握できる情報、すなわち減圧速度と減圧開始時間のみで操作の指針となるチャートを開発した。さらに、従来のLOCA解析コードでは、SG伝熱管の入り口においてのみCCFLが発生するようにモデル化されていたため、長い液柱の形成が予測されなかった。それに対し、CCFL条件判別式を伝熱管入口だけではなく全体に適用するようモデル化することにより、安全上重要な2次系強制冷却操作によって伝熱管内に形成される水柱の高さ及び保持時間を良好に再現できることなど、ROSA-V計画におけるシビアアクシデント防止に関するアクシデントマネージメント研究の主要な成果を紹介している。
大貫 晃; 秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫
JAERI-Research 94-012, 59 Pages, 1994/08
JAERI-Research-94-012.pdf:1.75MB
PWR-LOCA時再冠水過程における炉心内熱水力挙動をこれまで15
15型模擬燃料集合体を用いて調べてきた。これまでの知見の実炉解析への適用性を評価するためには、燃料集合体形状(1515型と1717型との違い)及び燃料棒構造(被覆管材質・ギャップの有無)の影響を明らかにする必要がある。本研究では、小型再冠水試験装置による試験結果の比較及び1515型に適用可能であるREFLA/TRACコードの解析結果を仲介として、上述の各パラメータが炉心内熱水力挙動に与える影響を検討した。その結果、いずれの効果についても基本的な熱水力挙動は1515型で得られたものと変わらず、1515型模擬燃料集合体で得られた知見は実炉の燃料熱特性の体系にも適用できることがわかった。
秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(1), p.45 - 55, 1988/01
PWR-LOCA再冠水の安全評価における圧力容器側破断コールドレグ圧力損失の取扱い法を検討するため、再冠水時の熱水力挙動に対する破断コールドレグ圧力損失の影響について円筒炉心試験データを用いて検討した。破断コールドレグ圧力損失により圧力容器内は昇圧し炉心入口と一次系ループでの流量は増加する。圧力損失の炉心冷却への影響を実験的に調べるために高LPCI流量での試験を行った。高LPCI流量により破断コールドレグ圧力損失が小さくなり炉心冷却は悪化した。LPCI流量を低めにすることは炉心冷却評価にとり必ずしも保守的な仮定ではない。炉心冷却を保守的に評価するため破断コールドレグ圧力損失係数を低く設定することを推奨する。現行の評価モデルコードは通常低めに圧力損失を予測し、圧力損失のモデル化より生ずる最大評価誤差を打消すに十分な安全余裕を与えることから、依然として保守的であると考える。
岡部 一治*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.785 - 797, 1987/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)PWR LOCA時、ECC水バイパスおよび下部フレナムリフィル挙動の水力解析モデルを作成する為に、原研大型円筒炉心試験装置を使用して、フラッシング試験およびCCFL試験を実施した。フラッシング試験においては下部プレナムよりの二相混合体スウェリングにより、ECC水がバイパスされるのが観察され、このスウェル挙動は岡部らの提案によるボイド率相関式により良く記述された。ダウンカマ部CCFL試験のデータは、米国Battelle研究所で実施された同実験データと良く一致した。これらのスウェリング及びCCFLモデルを解析モデルとしてまとめ実PWRプラントのLOCA解析に適用した。その結果、現在の安全評価解析が、リフィル開始時の下部プレナム残存水量を零と予測しているのに対し、本モデルでは水の存在を予測している。ダウンカマ上部の残存水の効果を考慮しないと、再冠水開始時刻の予測の差は小さい。
秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(7), p.538 - 550, 1985/00
被引用回数：12 パーセンタイル：80.38(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の原子炉安全性評価において、炉心内熱水力挙動は平均出力棒で代表される一次元モデルで評価できると仮定されている。一次元的な取扱いの適用性を評価する目的で、炉心内に約2000の発熱棒を有する円筒炉心試験装置(CCTF)を用いて、種々の半径方向出力分布の下で総合試験を実施した。炉心を除いた一次系内の熱水力挙動に対しては、炉心内半径方向出力分布の影響は小さいことがCCTF試験結果により確められた。また、炉心内に急峻な半径方向出力分布がある場合でも、平均出力棒で代表される一次元モデルにより炉心内軸方向差圧分布を予測できることが確められた。炉心内熱伝達では半径方向出力分布に対する依存性が観察されたが、本報で解析した試験では一次元モデルによる最高温度計算値の誤差は15K以下であった。CCTF試験結果は、安全評価解析で用いられている一次元的取扱いを支持する。
岡部 一治*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(12), p.919 - 930, 1984/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.94(Nuclear Science & Technology)PWR大破断冷却材喪失事故時のブローダウン終盤における下部プレナムよりの二相混合体のスウェル挙動を理解することは、安全上重要な問題であるECC水のバイパスや下部プレナムリフィル過程の評価にとって重要な問題である。このスウェル挙動の解析モデルを作成する為に、下部プレナムでの減圧フラッシングを模擬した。空気-水可視実験を実施した。同実験において、下部プレナム内での二相状態が観察された。すなわち、空気-水二層混合体の上部に、ほぼ空気層ともいえる高ボイド率層が形成され上昇空気流により、水滴が二相混合体の表面からダウンカマ部へ持ち運ばれる状況が観察された。この実験結果に基づき、下部プレナム平均ボイド率と流出上気流体との間の新しい相関式を作成した。同相関式を用いて米国クレアレ社で実施した減圧フラッシング実験を解析し、測定された下部プレナム質量変化を良く予測することができた。
