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Liu, W.; 大貫 晃; 玉井 秀定; 秋本 肇
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10
37本燃料棒間ギャップ幅1.0mm定常限界出力試験データを用いて、既存相関式を改良した。全ての37本バンドルデータ(ギャップ幅1.3mm, 1.0mm, データ総数295)に対する計算精度は、標準偏差で7.35%であった。拡張性を評価するため、BAPLデータとも比較した結果、よく一致することを確認した。また、改良式は各パラメータの限界出力への効果をよく評価できることも確認した。改良限界出力相関式をTRACコードに組み込み、異常な過渡事象を解析した。その結果、過渡時のBT判定が定常用限界出力相関式の計算精度の範囲内で評価できることがわかった。
Liu, W.; 玉井 秀定; 大貫 晃; 呉田 昌俊*; 佐藤 隆; 秋本 肇
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 10 Pages, 2005/05
本研究は、7本,37本稠密バンドルを用いて、強制循環並びに自然循環で水冷却増殖炉で想定される異常な流量低下と出力上昇に対して、初期条件(初期質量速度や初期出力),流量低下速度や出力上昇速度,最低下時流量や最高出力をパラメータとして多くの過渡試験を行った。稠密二重炉心体系においても、想定された異常な過渡変化において、その限界出力は準定常で見なせることができることを実験から確かめた。また、原研が開発した最新版限界出力相関式を過渡解析コードTRAC-BF1に組み込み、過渡時の限界出力の予測性能を評価した。改良TRACが高度で過渡限界出力を評価できることを確認した。
竹田 武司; 中川 繁昭; 藤本 望; 橘 幸男; 伊与久 達夫
JAERI-Data/Code 2002-015, 39 Pages, 2002/07
JAERI-Data-Code-2002-015.pdf:1.53MB
HTTR(高温工学試験研究炉)は日本で初めての高温ガス炉(HTGR)であり、2001年12月7日に初めて全出力(30MW)を達成した。HTTRの出力上昇試験の中で、15MW,30MW運転から商用電源の手動遮断により商用電源喪失模擬試験を実施した。商用電源喪失直後、ヘリウム循環機及び加圧水ポンプはコーストダウンし、ヘリウム及び加圧水の流量はスクラム設定値まで減少した。原子炉を安全に停止するためには、制御棒の挿入により未臨界状態を維持するとともに炉心黒鉛構造物の過度なコールドショックを防止しながら、補助冷却設備により炉心を継続的に冷却する。商用電源喪失から約50秒後、非常用発電機からの給電により補助冷却設備は起動した。補助冷却設備の起動後、炉内黒鉛構造物である高温プレナムブロックの温度は継続的に低下した。本報は、15MW,30MW運転からの商用電源喪失模擬試験時の動的機器のシーケンス,原子炉及び原子炉冷却設備の過渡挙動について報告するものである。
中村 武彦; 片西 昌司; 加島 洋一; 谷内 茂康; 吉永 真希夫; 寺門 義文
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(3), p.264 - 272, 2002/03
被引用回数：8 パーセンタイル：47.9(Nuclear Science & Technology)原研NSRRでは制御系を改造し、異常過渡時の燃料挙動を調べるための高出力過渡運転(台形パルス運転)を実現した。この運転により、数ミリ秒間で最高出力23GWに達する単一パルス運転に加え、最高出力10MWの高出力運転を数秒間程度続ける運転が可能となった。この運転のために開発した1点動特性モデルによるシミュレータを用いた計算と運転試験により、台形パルス運転でのNSRRの特性を評価した。本報では、台形パルス運転でのNSRRの能力,運転限界,制御棒価値やフィードバック反応度等の特性について議論する。また、この台形パルス運転によりBWRの出力振動を模擬した運転が可能となった。
石島 清見; 中村 武彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.229 - 238, 1996/03
被引用回数：7 パーセンタイル：54.42(Nuclear Science & Technology)高燃焼度燃料は反応度事故において、燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用(PCMI)により、脆化した被覆管に破損が生ずる可能性がある。このPCMIは、燃料ペレットの出力暴走による急速な膨張によって生ずる.反応度事故時のPCMI挙動を調べる炉内実験を日本原子力研究所の原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いて行った。実験はPCMIの基本的挙動を理解するため、照射の効果を排除して、まず未照射燃料を用いて行った。作動変圧型伸び計を用いて、大気圧室温条件およびBWRの運転条件を模擬した高温高圧条件での燃料ペレットおよび被覆管の過渡伸びを測定した。また、FRAP-T6コードを用いて燃料棒の過渡挙動の予備解析を行い実験結果の理解を深めた。
柳澤 和章; 片西 昌司; 藤城 俊夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(7), p.671 - 676, 1994/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)出力過渡実験(燃料棒出力を4kW/mから32kW/mまで3kW/msで急昇)を実施し、以下の知見を得た。長手方向の燃料棒伸び歪みで評価したペレット-被覆管の力学的相互作用(PCMI)は、ベース照射済PWR燃料で0.07%であり、未照射PWR燃料で0.08%であった。観察された歪みの大きさは、スウェーデンのTRANS RAMPII実験での破損燃料の歪みと同程度であった。それにも拘らず本実験で燃料破損が生じなかった主たる理由は、線出力密度の増加途中から著しくなった緩和によるPCMIの急激な低下が原因であったと判断される。PWR燃料棒に発生したPCMIが、出力保持中ではなく過渡出力増加中に緩和によって減少する現象は本実験を通じて初めてみつけられた事象であり、燃料破損防止対策上極めて有用なものである。
傍島 眞
第28回日本伝熱シンポジウム講演論文集, p.718 - 720, 1991/05
軽水炉燃料の過出力事故時の破損に対する冷却条件の影響について実験的に調べるために、炉内カプセルによる燃料棒照射を行った。燃料棒には緩・速過出力変化を与え結果を比較した。燃料棒破損のエンタルピしきい値は、冷却条件に強く影響された。流路管径が小さいとしきい値は幾分低下し、流体流速が速いとしきい値が上昇した。緩い過出力の破損しきい値は、速い過出力のそれより低かったが、破損モードには両者で目立った違いはなかった。
中村 秀夫; 田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男
JAERI-M 89-130, 127 Pages, 1989/09
本報は、BWR外部電源喪失事故を模擬したROSA-III実験Run971で得られたすべての実験データを集録し、まとめたものである。RUN971では、事故発生後6秒でタービントリップの為スクラムが生じると仮定された。更に、HPCSが不作動と仮定された。自動減圧系(ADS)作動後、ADSからの冷却材放出により炉心の上半分が蒸気中に露出した。しかし、その後、LPCSにより炉心は冠水し、低圧系ECCSの炉心冷却の有効性が確かめられた。
岩村 公道
JAERI-M 86-135, 89 Pages, 1986/09
軽水炉の流量低下事故時における燃料棒のバ-ンアウト現象の特性を調べるため、実験及び解析的研究を実施した。実験は、加熱長さ800mmの一様加熱垂直円管および環状流炉テスト部を用い、実験範囲は、系圧力0.1~3.9MPa、流速減少率0.44~770%/sである。局所流動条件は、分離流モデル及びCOBRA/TRACコ-ドにより計算した。本研究の結果 以下の知見が得られた。流速減少率が増大するほど、バ-ンアウト時の入口質量流量が減少し、系圧力が高いほど過渡効果は小さくなった。これは沸騰境界の移動が入口流量の急激な減少に追随できない為、入口流量が定常バ-ンアウト流量に達してからも蒸気流量は増加を続け、加熱面上の液膜流を保持する事による。また、本実験のみならず他の研究者による実験についても、局所条件バ-ンアウトモデルにより予測したバ-ンアウトに至る時間は、実験結果と良い一致を示した。
石川 迪夫; 若林 利男*; 塩沢 周策; 望月 弘保*; 大西 信秋
原子力工業, 32(12), p.17 - 31, 1986/00
本論文は、これまでにソ連から報告された事故概要をもとに、種々の解析コードを用いて行った事故シナリオに関する検討の結果についてまとめたものである。本検討では、反応度事故により炉心燃料がどのような状況になったか、黒鉛火災がどのような状況のもとで発生したか等について解析をもとに考察を加えた。
岩村 公道; 黒柳 利之
JAERI 1290, 42 Pages, 1984/03
軽水炉の出力ー冷却不整合(PCM)時の燃料棒の熱的挙動を調べる研究の一環として、一様電気加熱テスト部を用いた流量低下バーンアウト実験を実施した。本研究により以下の知見が得られた。(1)流速減少率が増大してあるしきい値を越えると、バーンアウト発生時入口質量速度は定常時よりも減少し、系圧力が高くなると過度効果は小さくなった。(2)系圧力が2MPa以上の場合、流速減少率が20%/sec以下だは局所バーンアウト質量速度は定常値に一致した。(3)流速減少率が増大すると、局所バーンアウト質量速度は高圧では定常値よりも大きくなり、1MPa以下の低圧」では逆に小さくなった。(4)局所バーンアウト質量速度と定常値との比を蒸気と水の密度比および流速減少率の関数として表示する導出した。本式はCumoの実験結果をかなり良く予測した。
岩村 公道; 黒柳 利之
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(6), p.438 - 448, 1982/00
被引用回数：9 パーセンタイル：68.91(Nuclear Science & Technology)一様加熱の垂直上向管内流路による流量低下バーンアウト実験を行なった。テスト部は加熱長さ800mm、内径10mmで、主要な実験範囲は、圧力0.5~3.9MPa、熱流束2.16~3.86
10
w/m
、それに流速減少率0.6~35%/secである。また、流量低下バーンアウト発生時の局所質量速度を求めるための計算を行なった。流速減少率がある値以上となると、テスト部の入口および出口のバーンアウト質量速度は定常時と異なる挙動を示し、この傾向は主として系圧力に依存することがわかった。過渡時と定常時のテスト部出口におけるバーンアウト質量速度の比を蒸気-水の密度比および流速減少率の関数として表現する関係式を導出し、他の実験結果と比較し、ある程度の一致をみた。
大西 信秋; 石島 清見; 落合 政昭*; 丹沢 貞光; 植村 睦*
JAERI-M 9488, 151 Pages, 1981/05
本報は、米国のTREATで行われた反応度事故を模擬した燃料破損実験における研究成果をまとめ検討したものである。TREATにおける実験研究は、大別して燃料の破損挙動の究明に主眼を置いたものと、溶融燃料と冷却水との相互作用ならびにそれによる水素の発生挙動の究明に主眼を置いたものがある。本稿では、主として軽水炉燃料の破損挙動の観察結果に関する報告をまとめると共に、破損しきい値および破損機構について検討を加えた。
黒柳 利之; 岩村 公道
JAERI-M 8774, 138 Pages, 1980/03
過渡沸騰試験装置を用いて流量低下バーンアウト実験を行ない、過渡バーンアウト発生条件に対する諸パラメータの影響を調べた。テスト部は内径10mm、加熱長さ800mmのステンレス鋼製垂直上向管内流路で、直流直接通電により加熱した。実験範囲は以下の通りである。圧力:0.5~3.9丸Mpa、熱流束:2.16~3.8610W/m、入口温度:66~201
C、流量低下時間:0.35~83sec。実験結果を過渡時と定常時のパ-ンアウト発生時入口質量速度比(G
/G
)と流速減少率(%/sec)との関係で整理し、以下の諸点が明らかとなった。1)流速減少率が、ある境界値以上となると、G/Gは1より減少し始める。2)流速減少率増大時の(G/Gの低下率は、圧力が高い程小さくなる。3)入口サブクール度、熱流束、初期質量速度等の影響は、本実験範囲内では特に認められない。
