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C.J.Choi*; 中村 秀夫
Annals of Nuclear Energy, 24(4), p.275 - 285, 1997/00
被引用回数：7 パーセンタイル：52.72(Nuclear Science & Technology)RELAP5/MOD3バージョン3.1.2コードを用い、PWRの炉停止後でミッドループ運転中に、余熱除去系が何らかの原因で停止した場合に生じる事象を模擬したROSA-IV/LSTF実験につき、実験後解析を行った。解析には、コールドレグに5%破断相当の開口部を仮定した実験の結果を用いた。コードは、余熱除去系停止後に生じる炉心での冷却材沸騰開始時刻や、1次系の最高圧力等を良く予測した。しかし、解析では蒸気発生器伝熱管で早期に蒸気凝縮が開始したため、ループシール排除の時刻が遅れた。さらに、コードは振動的な計算結果を生じ、それに起因する数値丸め誤差によって大きなマスエラーを生じた。ただし、1次系の圧力上昇に伴って破断口から流出する冷却材の量が、マスエラーと相殺したため、1次系の圧力や冷却材の量等、主要なパラメータには影響を与えないことがわかった。
H.Lee*; H.Seong*; G.Park*; 熊丸 博滋; 久木田 豊
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 3, p.41 - 50, 1996/00
本論文は、ROSA-IV/LSTFで実施された10%主蒸気管破断実験のRELAP5/MOD3コードによる解析の結果を示す。解析の結果、RELAP5/MOD3コードは、実験結果、特に重要なパラメータの傾向を妥当に計算できることが明らかになった。ただし、詳細な点では上部ヘッドで発泡が生じた期間には1次系圧力に若干の不一致が見られることが明らかになった。また、破断口の放出係数及ぶ気水分離器ドレンラインの損失係数に関する感度解析を実施した。これらのパラメータは、2次系の蒸気クオリティ及び破断流、従って2次系の水インベントリの変化に大きな影響を及ぼす。感度解析の結果、破断口の放出係数=0.85及び気水分離器ドレンラインの損失係数=10の場合に、解析は実験結果を良く予測することが明らかになった。
浅香 英明; 久木田 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(2), p.101 - 110, 1995/02
被引用回数：18 パーセンタイル：83.3(Nuclear Science & Technology)原子炉冷却系の減圧操作は、種々の事故シナリオにおいて炉心の冷却を維持する上で有効であると考えられている。本報は、PWRの小破断LOCA時における蒸気発生器(SG)2次側の意図的減圧操作のもたらす結果について、ROSA-IV/LSTF装置を用いて実験的に調べたものである。実験では、炉心上部が露出した直後に運転員がSG2次側逃し弁を開固定した。その結果、1次系圧力は、2次側圧力に追随しながら蓄圧注入系(ACC)の注入圧力まで低下した。しかし、この減圧操作により圧力容器内の冷却材の一部が減圧SG側ループ内に移動し蓄積するため、炉心水位が低下すること(悪影響)も明らかになった。原研改良版RELAP5/MOD2コードにより1次系及び2次系の圧力挙動が良く予測できた。
浅香 英明; 久木田 豊; 斉藤 誠司*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.131 - 136, 1995/00
加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材事故(LOCA)時におけるホットレグ内の流れは、重力により水と蒸気が分離した水平層状二相流で特徴づけられる。ここでホットレグ水位は、蒸気発生器(SG)内ないしは加圧器内への蒸気による水のキャリオーバー量に影響する重要なパラメータである。小破断LOCA時のホットレグ内層状二相流は、水流量が増加するにしたがい常流から射流に遷移し、これに起因する典型的な水位低下の生じることがLSTF実験により示された。Gardnerは、ホットレグ入口前後で各相のエネルギーが保存されると仮定し、常流から射流への遷移モデルを開発した。しかし、このモデルによる予測結果とLSTF実験結果との一致は、定量的に不十分であった。筆者らは、Gardnerのモデルにホットレグ入口の形状エネルギー損失項をとりいれた改良モデルを開発した。この改良モデルは、LSTF実験で見られたホットレグ内の常流から射流への遷移条件を良く予測した。さらに射流発生時の水位予測及び気液の相間摩擦が水位変化に及ぼす影響についても論じられている。
渡邉 憲夫; 玉越 武*; 高橋 秀雄*; 熊丸 博滋; 平野 雅司
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1303 - 1310, 1995/00
本研究では、PWRでLOCA時のアクシデントマネージメント方策の一つとして挙げられている1次系の減圧操作の有効性を解析により評価した。1次系の減圧操作としては、加圧器逃し弁を開く操作と2次系蒸気発生器でのいわゆるフィード&ブリード運転の2つを考えた。解析コードとしてTRAC-PF1コードを用い、最初に原研ROSA-IV実験装置で行われた一次系減圧操作を模擬した小破断LOCA実験の模擬計算を行い、同コードの適用性を確認した。その上で、実プラントを対象として破断口径を変化させた解析を行った。この解析の結果、1次系の減圧操作のうち、2次系のフィード&ブリード運転はどのような破断口径であっても有効で、炉心損傷を回避できることが示された。一方、加圧器逃し弁の開操作の有効性は破断口径により変化することが明らかとなった。破断口径が3インチ以下の場合、炉心損傷時期を遅らすことができるが、破断口径が3~4インチの場合、加圧器逃し弁を開くとかえって炉心損傷時期が早まることが示された。
浅香 英明; 与能本 泰介; 久木田 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(12), p.1265 - 1274, 1994/12
被引用回数：3 パーセンタイル：35.79(Nuclear Science & Technology)ROSA-IV計画LSTF装置を用いて、加圧水型原子炉の小破断冷却材喪失事故(LOCA)における重力注入式非常用炉心冷却系(ECCS)の作動を模擬した実験を行った。注入系は、1次系と同一圧力に加圧された低温水を満たしたタンクと、1次系との接続配管(タンク底部と圧力容器ダウンカマを接続する注入ラインと、コールドレグとタンク頂部を接続する圧力平衡ライン)により構成される。タンクからの注入は、タンク内の低温水の静水頭と、圧力平衡ライン内の高温水の静水頭との差によって生じ、圧力平衡ライン内の流れが二相流になった後は、注入流量が振動的となった。著者らが改良を加えたRELAP5/MOD2コードを用いた解析により本実験の全体挙動は概ね良好に再現された。この解析によれば、注入流量の変動の原因は圧力平衡ライン内の保有水量の変動にある。
与能本 泰介; 斎藤 誠之*; 黒田 猛*; 安濃田 良成; 久木田 豊; 大木 友三郎; 伊藤 秀雄; 大崎 秀機; 大和田 孝雄; 錦沢 友俊; et al.
JAERI-M 94-069, 145 Pages, 1994/03
本報は、1992年9月17日にROSA-IV LSTF装置を用いた行った重力駆動安全注入実験のデータをまとめたものである。この実験は加圧水型原子炉(PWR)小破断冷却材喪失事故時における重力駆動安全注入系の熱水力挙動を検討するために行なわれたものである。実験で使用した注入系は炉容器の上部に置かれたタンクと一次系に対する注入及び均圧のための配管系で構成されており、初期状態では加圧器と同圧の常温水をタンク内に保有している。実験では破断の開始と同時に注水及び均圧配管の弁を開放した。この直後にタンクとこれらの配管において自然循環が生じ、コールドレグからの高温水の流入によりタンク内に温度成層が形成された。この温度成層のため、タンク水位が低下する時、安全注入に悪影響を与える蒸気と常温水の直接接触による凝縮減圧は発生しなかった。
安濃田 良成; 中村 秀夫; 渡辺 正; 平野 雅司; 久木田 豊
Int. Conf. on New Trends in Nuclear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.539 - 545, 1994/00
美浜2号機蒸気発生器伝熱管損傷事象について実験および解析によるシミュレーションを行った。実験は、実炉の1/21モデルの実験装置であるLSTFを用い、解析は、RELAP5/MOD2コードとTRAC-PF1/MOD1コードを用いた。シミュレーションの目的は、事故時の熱水力現象を詳細に調べることである。実験と解析を同時に行い、相互に結果を比較することによって、現象の理解が深まるとともに、それぞれの模擬の限界を明らかにすることが可能となる。実験および解析結果は、実炉における事故時の詳細挙動の評価に役立った。他方、非平衡現象やスクールに依存する現象に関しては、実験および解析の模擬性に限界があることが明らかとなった。実験と解析の組合わせによる安全評価の手法が、最も有効かつ信頼性の高い方法であることを再確認した。
渡辺 正; M.Wang*; 久木田 豊
JAERI-M 93-039, 26 Pages, 1993/03
ROSA-IV/LSTFを用いて行われた蒸気発生器伝熱管損傷事象(SGTR)に関する安全解析の想定条件にほぼ沿った実験(実験番号SB-SG-07)の解析を、RELAP5/MOD2コードを用いて行い、SGTR事象に特徴的な現象に対するコードの予測性能の評価を行った。解析結果は実験における重要なパラメータの変化を良好に再現した。ただし、本解析では破断ライン内流体初期温度をホットレグ流体温度より低く設定したところ、破断流量は破断直後やや過大評価された。また、加圧器逃し弁(PORV)開による1次系減圧時の加圧器水位の上昇は過小評価され、PORV閉後の1次系圧力上昇は過大評価された。RELAP5/MOD2を用いたSGTR事象解析によって、水平層状流の判定基準、垂直層状流の界面熱伝達モデルなどの問題点が明らかとなった。
渡辺 正; 久木田 豊
JAERI-M 93-008, 23 Pages, 1993/02
ROSA-IV計画/LSTF装置を用いて行われた美浜2号機蒸気発生器伝熱管損傷事象(SGTR)模擬実験(実験番号SB-SG-06)の解析をRELAP5/MOD2コードを用いて行った。本解析の目的は、SGTR実験解析に対する計算コード、及び入力データの評価を行い、SGTR事象に特徴的な現象に対するコードの予測性能の確認を行うことである。解析の結果、破断流量、1次系圧力、流体温度、自然循環流量等は非常に良く再現されたが、蒸気発生器(SG)2次側の水位、及び破断側SG2次側の圧力上昇が過大評価された。また、加圧器水位喪失後に加圧器内の蒸気がホットレグに進入する現象は解析でも見られたものの、ホットレグのボイド率は過小評価された。これらの結果をとおして垂直層状流モデル、及び水平層状流判定条件の問題点について議論した。
久木田 豊; R.R.Schultz*; 中村 秀夫; 片山 二郎*
Nucl. Saf., 34(1), p.33 - 48, 1993/01
PWRの低温側配管破断LOCAにおいて、事故後の長期的プラント冷却操作に際し、炉心の水位が異常に低下した状態が長時間継続する可能性がある。このような事態は、炉心で生じた蒸気が一次系内で凝縮し、かつ蒸気発生量と凝縮量がほぼつり合う場合に生じ得る。一次系内で蒸気が凝縮する機構として、(1)蒸気発生器二次側への伝熱に伴う蒸気発生器細管内での凝縮、(2)高温側配管への非常用炉心冷却水注入操作に伴う凝縮、(3)圧力容器バイパスを通りダウンカマ及び低温側配管中に流入した蒸気の凝縮、が考えられる。本報では、これらの機構についてLSTFを用いて行われた実験の結果から、LOCA発生後数時間以上経過し炉心の崩壊熱が著しく減衰した状態では、上記の条件がみたされ、長時間(数分間以上)にわたる炉心露出が生じる場合がありうることを示す。
中村 秀夫; 片山 二郎; 久木田 豊
Power Plant Transients,1992; FED-Vol. 140, p.9 - 16, 1993/00
これまで、PWRのミッドループ運転(原子炉停止時に、炉心崩壊熱を余熱除去系を用いて除去しつつ、一次系水位を水平配管付近まで下げて各種作業を行う)時に、余熱除去系が何らかの原因で停止し、炉心冷却材が沸騰する等、いくつかの事象例が報告されている。なお、ミッドループ運転時には、一次系は大気圧で室温に近く、気相部は非凝縮性ガス(空気又は窒素)で満たされている為、事象では、非凝縮性ガスが関与した複雑な熱水力挙動が発生する。ここでは、LSTF装置を用い、1次系に開口部が無い条件で実施した模擬実験の結果をまとめた。実験では、余熱除去系停止後、炉心沸騰、蒸気発生器(SG)での蒸気凝縮が生じたが、それに伴い、1次系気相部内の非凝縮性ガス(空気)がSG伝熱管内に蓄積されることが観察された。更に、簡単なモデルを用いた1次系の圧力予測を行い、1次側圧力を低く保つために、SGの2次側冷却材が重要な働きをすることを示した。
安濃田 良成; 中村 秀夫; 渡辺 正; 平野 雅司; 久木田 豊
Proc. of the 1993 Simulation Multiconference on the Int. Simulators Conf. ; SIMULATORS X, p.242 - 247, 1993/00
美浜2号機蒸気発生器伝熱管損傷事象について実験および解析によるシミュレーションを行った。実験は、実炉の1/21モデルの実験装置であるLSTFを用い、解析は、RELAP5/MOD2コードとTRAC-PF1/MOD1コードを用いた。シミュレーションの目的は、事故時の熱水力現象を詳細に調べることである。実験と解析を同時に行うことは、相互に結果を比較することによって、現象の理解が深まるとともに、それぞれの模擬の限界を明らかにすることが可能となる。今回の実験および解析によるシミュレーションの結果は、実炉における事故時の詳細挙動の評価に役立った。反面、非平衡現象やスケールに依存する現象に関しては、実験および解析の両者共、模擬性に限界があることが明らかとなった。実験と解析の組合わせによる安全評価の手法は、最も有効かつ信頼性の高い方法であることを再確認した。
鈴木 光弘
Proc. of the 2nd ASME/JSME Nuclear Engineering, p.63 - 68, 1993/00
加圧水型原子炉を模擬する大型非定常試験装置(LSTF)の小破断冷却材喪失事故実験を対象として、炉心冷却不全(ICC)事象を検出する炉心出口温度計(CET)の検出特性を明らかにした。1979年の米国TMI事故以降、直接的なICC検出システムとしてCETは重視されてきたが、大口径破断を中心とした米国LOFT実験での特性研究以外では、このCET特性を明らかにした研究はない。本報では、高圧注入系の不作動等を仮定してICC条件を作り、破断位置及び破断口径等の実験条件を変えた21件の実験を対象として次の結果を得た。1)小口径破断のICC条件下では、CET温度特性はICC検出に役立つ。2)検出おくれ時間は低温側破断で破断口径が大きい程長くなり、10%破断では検出できなかった。3)低温側10%破断の場合を除き、ICC検出おくれ時間を、CETの検出時間(破断後)の関数で表わした(誤差
11%以内)。なお一般化の課題も示した。
T.Chataing*; 中村 秀夫; 久木田 豊
Proc. of the 2nd ASME/JSME Nuclear Engineering, p.247 - 254, 1993/00
ウエスティングハウス社型PWR炉停止時の余熱除去系機能喪失事象を模擬したROSA-IV/LSTF実験(TR-RH-02)につき、CATHARE 2、RELAP5/MOD3の2つのコードを用いた解析を、低圧、低炉出力、非凝縮性ガスが関与した条件でのコードの予測性能検証のため実施し、比較検討を行った。その結果、両コード共、ループシール水が排出される約2500秒まで実験結果を良く模擬した。ただし、炉心、ダウンカマ、コールドレグ、蒸気発生器2次側等で発生した多次元自然循環を1次元コードで予測する上で、ノーディングが重要な効果を持つと共に、2つの並行流路によるノーディングにより、定性的に模擬可能な場合があることを示した。更に、炉心部とダウンカマー間の伝熱、構造物壁面上での凝縮熱伝達が1次系の圧力上昇の予測に大きな影響を及ぼすことを明らかにした。
渡辺 正; 久木田 豊
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.1232 - 1239, 1993/00
加圧水型原子炉(PWR)の全電源喪失/給水喪失(TMLB)時に1次冷却材ポンプのシール部から冷却材の漏洩が起こると、TMLBシナリオで想定される過渡変化中の冷却材の分布及び流動状態が変化する。そこで、ROSA-IV/LSTF装置を用いてTMLB時のポンプシール破損模擬実験を行い(TR-LF-06)1次系の熱水力的挙動について調べ、さらにRELAP5/MOD3及びMOD2を用いて解析を行いコードの比較、評価を行った。実験ではTMLB時の6000秒の時点でのポンプシール破損を0.1%コールドレグ破断により模擬した。破断後、1次系圧の一時的な低下とホットレグの飽和、自然循環の停止、模擬燃料温度の一時的上昇とループシールクリアリング等が観察され、ホットレグを通る蒸気流動が継続することが確認された。本実験は両コードにより良好に再現されたが、MOD3ではSG初期水位を実験値より低く設定する必要があった。
浅香 英明; 久木田 豊
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.1361 - 1367, 1993/00
ROSA-IV/LSTF装置を用いて0.5%小破断冷却材喪失事故(LOCA)時及び全給水喪失(LOFW)事故時における1次系フィードアンドブリード実験が行われた。LOCAのケースでは高圧注入系と補助給水系の故障を仮定している。いづれのケースでも事故途中に運転員が手動で加圧器逃がし弁(PORV)を全開(bleed)することにより1次系の減圧を行いECC水の注入(feed)を促進した。その結果、1次系圧力は速かに低下し蓄圧注入系からサブクール水が注入された。また、PORV開後ホットレグから加圧器内へ多量の水が流入し、加圧器水位は高く維持された。このような過渡変化中の1次系内質量とエネルギーのバランスについても論じられている。RELAP5/MOD2(原研改良版)による解析で実験で見られたシステム熱水力挙動が良好に再現された。これらの実験と解析を通じて1次系フィードアンドブリード運転の有効性が示された。
中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2; NURETH 6, p.992 - 1001, 1993/00
ウエスティングハウス型加圧水型原子炉の蒸気発生器に於て複数(6本)の伝熱管が破断した事態を想定し、LSTFを用いて模擬実験を行った。実験では、炉心露出が開始する迄、緊急炉心冷却装置(ECCS)の高圧注入系や充填系が全く作動せず、運転員の回復操作も行われないものと仮定したが、炉心露出が発生する迄には大きな時間余裕(約8000秒)があった。これは、破断直後(約500秒)を除き、1,2次系圧力がほぼ同じとなり、破断伝熱管からの流出流量が小さくなった為である。このように1,2次系間の圧力差が小さく保たれたのは、1次系冷却材量の減少に伴い、熱伝達率の高い蒸気凝縮が伝熱管1次側の熱抵抗を減少させ、小さな圧力差(飽和温度差)でも炉心崩壊熱の大部分が2次側に運ばれるようになった結果であることがわかった。
熊丸 博滋; 久木田 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1162 - 1172, 1992/12
ROSA-IV計算のLSTF装置はPWRの体積比1/48のモデルである。LSTFにおいて、高圧注入系(HPI)の全ての故障を仮定したコールドレグ小破断冷却材喪失事故(LOCA)実験を破断面積がコールドレグ流路面積の0.5~10%の範囲で実施するとともに、小破断LOCA実験に続く意図的な1次系減圧操作実験を実施した。また、主要事象の発生時刻を予測する簡単なモデルも本論文で提案している。実験結果及び計算結果より、加圧器逃し弁(PORV)を用いた意図的な1次系減圧操作は、約0.5%以下の破断面積に対しては有効であり、5%以上の破断面積に対しては不要であるが、それらの中間では、十分な炉心冷却を維持するためには不十分であることが分かった。また、約2.5%以下の破断の場合、蓄圧注入系(ACC)が作動しても、低圧注入系(LPI)作動以前に再び炉心が露出する可能性があることが分った。
鈴木 光弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(6), p.547 - 558, 1992/06
ウエスチングハウス・タイプの加圧水型原子炉を対象に考案した新しい一次系冷却材保有量検出方法について、原研の大型非定常試験装置で実施した種々の小破断冷却材喪失事故実験に適用した結果をまとめた。この方法の特徴は、炉心冷却不全事象(ICC)の発生前に一次系冷却材の減少を検出できる点にある。一次系冷却材保有量の検出は、全ての一次系ループにおいて蒸気発生器出口プレナムを含む垂直部分の水位を測ることにより、かつ、この水位と一次系冷却材保有量とを関係づける簡単な関係式を用いることにより、行なう。主たる検出範囲は、初期冷却材容積の30~60%である。既存の原子炉容器水位測定システムの持つ制約についても明らかにした。
