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論文

Core heat transfer analysis during a BWR LOCA simulation experiment at ROSA-III

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$$^{2}$$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。

論文

Investigation of BWR LOCA at ROSA-III; Effect of break configuration on system transients

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。

報告書

小破断LOCAにおけるROSA-IIIとBWR/6の相似性の検討

与能本 泰介; 田坂 完二

JAERI-M 84-030, 154 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-030.pdf:3.74MB

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。

報告書

大破断LOCAにおけるROSA-IIIとBWR/6の相似性の検討

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

JAERI-M-83-046.pdf:3.56MB

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。

報告書

A Best Estimate Analysis of LOFT L3-6/L8-1 by RELAP 4/MOD6/U4/J3

藤木 和男; 吉田 一雄

JAERI-M 82-076, 40 Pages, 1982/07

JAERI-M-82-076.pdf:1.16MB

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。

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