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報告書

ROSA-III実験RUN 912(国際標準問題No.12)の予測解析

安部 信明*; 熊丸 博滋; 田坂 完二

JAERI-M 9621, 116 Pages, 1981/08

JAERI-M-9621.pdf:2.93MB

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。

報告書

ROSA-III実験RUN 705,RUN 706の実験解析

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

JAERI-M-8899.pdf:3.31MB

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。

報告書

ROSA-III実験RUN 704の実験解析

菊池 治*; 小泉 安郎; 早田 邦久; 田坂 完二

JAERI-M 8729, 106 Pages, 1980/03

JAERI-M-8729.pdf:2.71MB

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。

報告書

ROSA-III RUN 703の実験結果およびその解析

菊池 治*; 小泉 安郎; 早田 邦久

JAERI-M 8588, 107 Pages, 1979/12

JAERI-M-8588.pdf:2.59MB

ROSA-III RUN703実験は、BWRの再循環ポンプ吸込配管のスプリット破断を模擬するものであり、緊急炉心冷却系はすべて作動させている。この実験結果より、実炉で予想される主要な熱水力現象が模擬されていることが確認された。また、この実験結果について、RELAP4Jコードを用いて解析を行なった。その結果、系全体の流動についてはほぼ妥当な結果を得たが、ヒータ表面温度の計算結果は、最適予測計算としては不十分である。標準的な計算のほかに種々のパラメータを変えた計算を行ない、その効果を調べた。

報告書

ROSA-III RUN 703実験の予測解析

小泉 安郎; 菊池 治*; 早田 邦久

JAERI-M 8300, 95 Pages, 1979/06

JAERI-M-8300.pdf:2.58MB

ROSA-III実験の目的はBWR 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、原紙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。RUN703実験は平均炉心出力、再循環系ポンプ吸込側配管両端破断を仮定し、全ECCS(HPCS、LPCS、LPCI、ADS)を作動させる実験である。この実験に先立ち、解析コードRELAP4Jを用いて実験結果の予測計算を行なった。主な予測結果、結論は次のようなものである。1.燃料棒表面は最も長い期間のもので破断後9秒から13秒までドライアウト状態にあり、最高表面温度は500$$^{circ}$$Cであった。2.ダウンカマ内液位とジェットポンプの駆動、吸込、吐出各流量と流れの方向とが系の挙動を把握するのに重要な役割を果す。従って、実験でこれらの計測を強化する必要がある。3.液位形成モデルの改良の必要性がある。

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