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小泉 安郎; 熊丸 博滋; 久木田 豊; 川路 正裕; 刑部 真弘; R.R.Schutz*; 田中 貢; 田坂 完二
Nuclear Technology, 173, p.306 - 319, 1986/00
大型非定常試験装置(LSTF)は加圧水型原子炉(PWR)の小破断LOCAのための研究計画(ROSA-IV計画)の主柱をなす総合実験装置である。LSTFで行われた最初の総合実験、0.1%コールドレグ極小破断実験は、これまでに計算コードによる解析経験の無いことを考慮に入れると、計算コードの予測性能を評価する点において意義深い。本報では、上記実験に対するRELAP5/MOD1CY18コードによる予測解析結果が報告されている。RELAP5コードは、かなりの予測能力を有していることが明らかとなったが、極小破断時には、初期条件や境界条件の小さな違いが現象の推移に大きな差となって現れるため、RELAP5コードの予測能力もこれら条件の与え方に依存することが明らかになった。
浅香 英明; 刑部 真弘; 小泉 安郎; 田坂 完二
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.2 - 210, 1986/00
大型非定常試験装置(LSTF)によるPWR小破断冷却材喪失事故に関する総合実験の一環として、10%コールドレグ破断実験が行なわれた。これに関連して、RELAP5/MOD1およびMOD2コードによる実験前解析を実施した。MOD1の改良版であるMOD2は、2つの独立なエネルギー式を有することが大きな特徴となっている。 解析の結果、1次系圧力は両コードともに実験値とよく一致した。2次圧力はMOD1よりMOD2の方が改善された結果となった。これは、実験で観測されたSG U-tube内の加熱蒸気雰囲気をMOD2で予測できたことによる。U-tube内保有水量は、両コードともに実験値より大きく計算された。その結果、炉心部は水位が押し下げられ、実験では観測されなかったドライアウトが計算された。炉心水位は、MOD2で改善が見られるものの十分な結果ではなかった。今後も計算モデルの改良の余地のあることが示された。
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。
熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 86, p.219 - 239, 1985/00
被引用回数：2 パーセンタイル：37.48(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。HPCS故障の再循環ポンプ吸込側5%破断実験が行われた。チャンネルボックス壁に面する周辺の燃料棒は、LPCS作動以前に、CCFL Break-Down により上部プレナムから落下する水により炉心上部で一時的にリウェットしやすく、他の中心の燃料棒は、LPCI作動後 Bottom-Up クエンチのみによってクエンチする傾向が見られた。従って、高出力燃料棒は周辺に位置しているが、このLPCS作動以前のCCFL Break-Down による一時的なリウェットによりPCT(最高被覆管温度)はおさえられる傾向が見られた。また、ROSA-III 5%破断実験と対応するBWR LOCAがRELAP5/MOD1(Cycle018)コードにより解析された。ROSA-III小破断実験とBWR小破断LOCAの相似性が解析結果の比較により確認された。
村田 裕幸*; 鈴木 光弘; 田坂 完二
JAERI-M 83-210, 105 Pages, 1983/11
本報はBWRの主蒸気管破断事故を模擬したROSA-III実験(RUN952)をRELAP5コードにより解析した結果をまとめたものである。BWRの主蒸気管破断模擬実験は、ROSA-IIIがはじめてであり、この実験で得られた特徴的な現象、例えばダウンカマー水位のスエリング、水位低下による炉心の露出、HPCS作動による冷却過程、等に対して、解析コードの適用性を評価することが目的である。RELAP5/MOD1は、蒸気流出に伴うブローダウン過程における上記特徴的現象を計算することができるが、HPCS注入後における再冠水過程に対しては、バイパス部分から炉心へ流入する部分のモデリングに工夫を要することが必要なことがわかった。主蒸気管破断事故の解析には気水分離器の過渡状態における特性をモデル化することが大切であること、また、圧力容器壁の蓄積熱が事故過程に及ぼす効果はブローダウン過程後半で炉心発熱過程になる事、等がわかった。
熊丸 博滋; 田坂 完二
JAERI-M 83-030, 105 Pages, 1983/02
OECD/NEAのCSNIにおいて、ROSA-III実験Run912が国際標準問題12番に選定された。ROSA-III実験装置は、沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故時における工学的安全施設の有効性を研究するために設計された、電気加熱式炉心を有する。1/424の沸騰水型原子炉模擬体系である。ROSA-III実験Run912は、高圧炉心スプレイ系の故障を仮定した再縮環ポンプ吸込側配管の5%破断実験であり、1981年5月19日に日本原子力研究所において行われた。この報吾書には、3参加者からの5つの計算結果の比較図および議論か示されている。これらの計算は、全てRELAP5/MOD1(Cycle001又は014)コードを開いて計算されたものである。系圧力、破断流量、炉心人口流量、混合水位および被覆管表面温度の時間変化の傾向は、5つの計算ともほぼ実験結果と一致した。
