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吉田 一雄
JAERI-M 87-090, 25 Pages, 1987/07
軽水炉LOCA解析コードRELAP4/MOD6/U4/J3に自動初期定常設定機能を組込み、同コードの機能向上を行った。
与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 103, p.239 - 250, 1987/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.75(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置は、冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動を調べるための、電気加熱炉心を持つ体積比1/424のBWR模擬装置である。BWRのLOCA時の炉心内の基本的な熱伝達挙動を解析し、CHF後の熱伝達率とクエンチ温度のデータベースを得るために、5,15,50,200%破断実験の熱伝達解析を行なった。その結果、炉心でドライアウトしたロッドの蒸気冷却期間における対流熱伝達率は、約120W/m
K以下であること、スプレー冷却期間における熱伝達率は、低圧で測定された値より大きいこと、ボトムアップクエンチ温度は、飽和温度と262Kの和で、相関されることが示された。この結果を用いて、RELAP4/MOD6/U4/J3コードの熱伝達率モデルを改良した。改良されたモデルにより、200%破断実験におけるロッド表面温度の時間変化が、よりよく計算された。
与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 92, p.195 - 205, 1986/00
被引用回数：1 パーセンタイル：20.71(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置は、LOCA/ECCS総合実験のための電気加熱炉心を有するBWRの1/424の装置である。本装置を用いてHPCSの単一故障を伴う破断面積200%,50%及び15%の再循環ポンプ入口側配管破断実験を6実験おこなった。破断口として薄刃オリフィス又は、のど部の長いノズルを用いた。実験において、破断口形状の違いによる破断流量の差は、破断口上流がサブクール状態である場合にのみ表われること及びオリフィスを通る流量がノズルを通る流量より大きいことが示された。又破断口形状の差は、他の系挙動,特に被覆管最高温度に対して、ほとんど影響しなかった。RELAP4/MOD6/U4/J3コードを用いて解析することにより、15%破断実験結果のBWRへの適用性が確認された。実験結果は、コードによりよく計算され、同じ挙動がBWR解析においても計算された。
中村 秀夫; 久木田 豊; 秋永 誠*; 田坂 完二
JAERI-M 85-015, 179 Pages, 1985/02
ROSA-III実験RUN901は、4次模擬燃料集合体を用いた初の実験で、全ECCSの作動を仮定した、再循環ポンプ吸込側配管の200%両端破断を模擬している。この実験結果を、RELAP4J、RELAP5/MOD1/001コードを用いて解析した。両計算コード共に、系の圧力挙動、下部プレナムフラッシング(LPF)前の炉心入口流量は、実験結果と良い一致を示した。RELAP4Jコードは計算速度が速く、また、炉心水位挙動を良く計算することができた。しかし、気液ニ相流挙動、特に上部タイプレートでの気液対向流の計算ができず、実験結果に反してECCS水が上部プレナムに蓄積された。RELAP5コードは、非均質非平衡ニ相流モデルに依り、LPF後の炉心冷却や、炉心露出後の炉心上部からの冷却(top-down quench)を計算することができた。しかし、炉心水位挙動をより正確に計算するためには、気液対向二相流限界(CCFL)モデルを取り入れるか、相間抗力関係式を改良する必要がある。また、正確な破断流計算のためには、適当な放出係数が必要である。
与能本 泰介; 田坂 完二
JAERI-M 84-030, 154 Pages, 1984/02
小破断LOCAにおけるROSA-IIIとBWR/6の相似性の検討をおこなった。そのため、まず、ROSA-III実験の解析をRELAP4/MOD6/U4/J3コードでおこない、計算コードの解析性能とその限界を明確にした。そして、次に、同じコードを使い同じ入力モデルでBWR/6の解析を行い、ROSA-IIIとの相似性を検討した。解析の対象とした実験は、HPCSの単一故障を仮定した再循環ポンプ吸込み側5%破断実験、Run912である。ROSA-III実験Run912の圧力、炉心水位、被覆管表面温度等の基本的な熱水力挙動はRELAP4/MOD6/U4/J3コードで精度良く解析することができた。そしてROSA-IIIの解析結果は、BWR/6の解析結果と一致し、小破断LOCAにおけるROSA-IIIとBWR/6の良好な相似性が確認された。
生田目 健*; 久木田 豊; 竹下 功
JAERI-M 83-185, 44 Pages, 1983/10
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験を用いて行った試験のうちの7ランについて、一次系からの放出流量とベント管内の蒸気流速の評価を行った。本評価は、ブローダウン時の格納容器内熱水力挙動に支配的な影響をおよぼすこれらのパラメータの時間変化を評価することにより、試験データの解析に資することを目的としている。一次系放出流量の計算にはRELAP4/Mod5コードを用い、圧力容器内の圧力、ボイド率分布、混合水位などに関して計算結果が試験結果と一致するように、RELAP4の入力パラメータである流路損失係数、気泡速度・気泡分布係数、および放出ノズルにおける流出係数を調節した。ベント管内の蒸気流速は、一次系から流出した流体がドライウエル内で断熱かつ準定常な変化をすると仮定して計算した。
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。
田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 斯波 正誼
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(2), p.89 - 104, 1983/00
被引用回数：13 パーセンタイル：78.7(Nuclear Science & Technology)非常用炉心冷却系(ECCS)の条件をかえてROSA-III試験装置において5%小破断実験を行った。実験結果から高圧炉心スプレー系(HPCS)を作動させさえすれば低圧系ECCSの作動に関係なく炉心は水におおわれ冷却され続けることが明らかとなった。HPCS不作動の場合には全炉心が蒸気雰囲気中に露出する。しかし被覆管表面最高温度は1022K以下であり現行の安全基準の1473Kより充分低くおさまっている。HPCSを作動させないRun8051の結果をRELA4/Mod6コードで解析した結果、ブローダウン過程では被覆管表面温度の計算結果は実験結果とよく一致することが明らかとなった。再冠水過程においては被覆管表面温度の計算値と実験値との一致は不充分であり、熱伝達相関式の改良が必要なことが明らかとなった。
早田 邦久; 田坂 完二; 安部 信明*; 斯波 正誼
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(7), p.537 - 558, 1983/00
被引用回数：12 パーセンタイル：77.07(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置において単一故障をECCSに仮定し、BWRのLOCA模擬実験を行った。破断位置はいずれも再循環系のポンプ入口であり、破断位置はいずれも再循環系のポンプ入口であり、破断形式は200%両端破断である。実験結果から単一故障を仮定することにより当然ECCSによる炉心冷却機能は低下するが、なおかつ設計基準事故に対し充分な炉心冷却能力をもっていることが明らかとなった。燃料棒表面最高温度は600
C以下であり安全評価指針の1200Cより充分低くなっている。RELAP4/Mod6による解析結果はブローダウン過程において実験結果とよく一致した。
佐々木 忍; 新谷 文将
JAERI-M 82-161, 155 Pages, 1982/11
本報は、原子炉安全性コードの開発・整備の一環として、これまで進められてきたPWR用LOCAコードALARM-P1の総括報告である。本コードは、開発以来、多くのNEA国際標準問題で改良がなされ、その性能が国際比較を通して、明らかになった。本報においては、これらの経験に基づいて、開発所期の目標とされた実プラントの解析が実施され、その結果が紹介される。解析結果は、RELAP4-EMコードの結果と照合され、ALARM-P1コードの実炉への適用可能なことが確認された。これをもって、ALARM-P1コードの整備・検証に一段落をつけることができた。尚、入力マニュアルが新しく書き換えられたので、今後利用の便宜を計る目的から、本報付録に掲載した。
宮崎 則幸; 秋本 敬史*
JAERI-M 82-124, 41 Pages, 1982/09
LOCA時に配管系に作用するブローダウンカを計算するためにBLOWDOWNコードを開発した。これは熱流体解析コードRELAP4/MOD6のポストプロセッサであり、RELA4/MOD6Pで得られた結果をブローダウンカに変換する。本報ではBLOWDOWNコードの概要を説明するとともに、本コードの有効性及び限界を明らかにするために、いくつかの解析例を示した。
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。
矢野 歳和; 宮崎 則幸; 磯崎 敏邦
日本原子力学会誌, 24(9), p.723 - 733, 1982/00
被引用回数：5 パーセンタイル：53.32(Nuclear Science & Technology)本報は、原子炉一次冷却系の瞬時破断を仮定したときに生じるパイプホイップ運動に関し、PWR・LOCA条件のブローダウン特性と反力を解析し、実験結果と比較したものである。ブローダウン反力は積分形の運動量式を用い、臨界流のとき、出口圧力を臨海圧とし、単相流、均質二相流、分離二相流について反力を求めた。試験体系の熱水力物性値は、ノード・ジャンクション法ではRELAP4/MOD5、特性曲線法はDEPCO-MULTIによる熱流体解析から求めた。その結果(1)水撃の解析は特性曲線法が最適であるが、ノード・ジャンクション法でも可能である。(2)ノード・ジャンクション法はブローダウン反力計算に適する。(3)反力の最大値は、Henry-Fauskeのサブクール臨界流モデルが適する。ジェット反力係数は1.08である。(4)よどみ点圧力を飽和圧力とすると、飽和ブローダウンの反力係数は加圧条件と一致する。(5)反力成分のうち、圧力項と運動量項が支配的である。
田辺 文也; 吉田 一雄; 松本 潔; 下桶 敬則
Nucl.Eng.Des., 69(1), p.3 - 36, 1982/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.87(Nuclear Science & Technology)TMI事故の熱水力学的解析を事故発生より三時間にわたる期間についてRELAP4/MOD6/U4/J2を用いて行なった。操作員の動作、蒸気発生器2次側条件の時間的変化など一部の解析条件はプラント・レコードによっている。解析では、加圧器ヒータの効果、金属-水反応による水素の発生と存在などを模擬している。解析結果はプラント・レコード又はそれらから推定されたものとよく一致している。加圧器ヒータは加圧器内冷却水のエンタルピを高めるため逃し弁からの流出流量を小さくしその結果、炉心水位はヒータを無視した場合よりも高くなることや8000秒以降の圧力上昇は水素の存在による分圧と水蒸気凝縮熱伝達係数の減少が主たる原因であることが本解析により明らかになった。また燃料棒の蒸気中への露出は事故後6490秒より始まり炉心下部より3.4ft~4.5ft以上の部分の露出が約40分続いたと推定される。
安部 信明*; 熊丸 博滋; 田坂 完二
JAERI-M 9621, 116 Pages, 1981/08
日本原子力研究所のROSA-III計画の一環としてCSNI(Comittee on the Safety of Nuclear Installation)の国際標準問題第12番(ISP-12)に対する実験RUN912が行なわれる。ROSA-III実験RUN912は沸騰水型原子炉の再循環ポンプ吸込側配管の5%スプリット破断を模擬し高圧炉心スプレの単一故障を仮定してしいる。ROSA-III実験RUN912の予測解析をRELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードを用いて行なった。RELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードは軽水炉の冷却材喪失事故および過渡変化時の熱水力現象を解析するコードである。RELAP4JおよびRELAP4/MOD6コード均質平衡の二相流モデルに基づいているのに対し、RELAP5/MOD0コードは非均質非平衡の二相流モデルに基づく最新のコードである。この予測解析により各コードの特徴が把握でき、冷却材喪失事故解析コードの評価を有効に行なう事ができる。
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。
安部 信明*; 田坂 完二
JAERI-M 9156, 40 Pages, 1980/11
均質平衡モデルのRELAP4Jコードを用いBWR LOCAの標準模擬実験であるROSA-III実験RUN 704の感度解析を行なった。その結果、炉内圧力変化およびヒータ表面での沸騰遷移動発生時刻はジェットポンプ吸込部の逆流抵抗に大きく影響される事がわかった炉心内水位変化とヒータ表面温度変化には密接な関連があり、リウェットおよびクエンチ過程でのヒータ表面温度変化を正確に計算するには炉心内の水位計算を正しく行なう必要がある。このためには現在の気水分離モデルに基づく水位計算のみでは不十分であり、炉心出入口におけるCCFLおよび気液間のスリップを直接考慮できるようにRELAP4Jコードを改良することが必要である。
小泉 安郎; 早田 邦久; 菊池 治*; 田坂 完二; 斯波 正誼
JAERI-M 8899, 110 Pages, 1980/07
BWRを縮尺模擬し、BWR LOCA時の熱水力力学的挙動並びにECCSの作動特性を調べるROSAIII実験のうち、RUN705及び、RUN706の結果に対し、RELAP-4Jコードを用い解析を行なった。RUN705は等温ブローダウン実験であって、RUN706はECCSを作動させない実験であった。系の圧力挙動についての実験結果と解析結果の一致は満足いくものであった。しかし、燃料棒表面温度の計算値は実験値よりかなり高く、また軸方向の温度分布も傾向が異なる。これは、計算では、炉心内水位と気液分布が実現象に即して表されていないこと、破断後早期の炉心入口流の計算に疑点があることなどによる。燃料棒表面温度の上昇はクオリティ上昇による熱伝達率低下による。今後の検討課題として、実験では、炉心入口流量の測定、再循環管路逆特性を明らかにすること、計算では、炉心内水位、気液分布の計算モデル改良の必要のあること、などが挙げられた。
菊池 治*; 小泉 安郎; 早田 邦久; 田坂 完二
JAERI-M 8729, 106 Pages, 1980/03
ROSA-III実験の目的は沸騰水型原子炉のLOCA時の現像の解明と安全性解析コードの評価と改良を目的としている。再循環ポンプ吸込側配管の両端破断を模擬し、ECCSをすべて作動させた実験RUN704の結果に対し、安全性解析コードRELAP4Jを用いて解析を行なった。その結果、系圧力変化については実験と計算ではほぼ一致するが、ヒータ表面温度の計算値は炉心内気水分布を実現象に即して表せないため、実験結果と相異する。従って気水分布計算モデルを改良する必要がある。また、実験の面では、装置のループ特性を調べる必要があること、上部プレナムの水位、温度分布の計測、炉心入口、主蒸気、破断口の各流量を確実に測定する必要がある。などの結論を得た。
小泉 安郎; 菊池 治*; 早田 邦久
JAERI-M 8627, 88 Pages, 1980/01
沸騰水型原子炉(BWR)を締尺模擬し、炉心燃料棒に電気ヒータを用いたROSAIII試験装置による実験の目的は、BWRの冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力学的挙動並びに緊急炉心冷却系(ECCS)の作動特性を調べ、原子炉安全性解析コードの検証並びに改良に寄与する情報を提供することである。実験RUN702は平均炉心出力、再循環系ポンプ吸込側配管200%スプリット破断を仮定し、ECCSを作動させない実験であった。圧力容器側破断口破断はポンプ側破断より9.7秒遅れた。この実験結果に対し解析コードRELAP4Jを用いて解析を行なった。その結果、圧力容器内全ボリュームに水位形成モデルを適用した場合圧力の計算結果は実験結果によく一致する。ヒータ表面温度は計算では早く上昇を開始し、また最高温度は計算のほうが高くなる。下部プレナムや炉心内水位の変化は系全体の現象を支配する重要な因子であり、特に炉心については熱伝達と関連しており、これらをより実験に即せるようコードの改良が必要である。などの結論を得た。
