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大久保 努; 井口 正; 杉本 純*; 秋本 肇*; 岡部 一治*; 村尾 良夫
JAERI-M 86-185, 95 Pages, 1987/01
本報告書は、1983年4月21日に実施された円筒第2次炉心試験C2-3(Run61)の評価を行なったものである。本試験は、PWR-LOCA時の再冠水過程における熱水力挙動に及ぼす初期ダウンカマ蓄水速度の効果を検討する為に行なわれた。それは、初期における高ダウンカマ蓄水速度は、高炉心冠水速度をもたらし、この為、炉心冷却の促進やU字管振動の増大をもたらす可能性のある事が これまでの試験結果から得られためである。CCTFではダウンカマ流路面積がPWRの縮小値より大きく、その為,初期におけるダウンカマ蓄水速度がPWRより小さくなると予想される為、CCTFにおいてその効果を検討する事は、CCTFの試験結果をPWRの解析に適用する上でダウンカマ流路面積の縮尺に関して問題が無い事を確認する為に重要である。本試験の結果を検討した結果、そのような問題が無いとの知見が得られた。
傍島 真; 岩村 公道; 大貫 晃; 阿部 豊; 数土 幸夫; 刑部 真弘; 安達 公道
JAERI-M 83-237, 157 Pages, 1984/01
平板炉心再冠水試験は、円筒炉心再冠水試験と共に大型再冠水試験の一部をなすもので、炉心部の二次元的挙動や、炉心と上部プレナム間の流体挙動の再冠水現象に及ぼす影響の解明を主目的としている。試験現象の再現性を検討するために、二組のくり返し試験を行い比較した。再現される熱流動現象の範囲を明らかにし、特異な挙動についてもデータを検討した。その結果、熱流動や炉心の大部からの冷却の挙動には十分な再現性があること、ならびに特異挙動と見られる現象にも多くは統計的再現性があることなどが分った。再現する現象を使用して、計測器の信頼性についても調べた。いくつかの計測器にはそれ自身の再現性が乏しく、改善の余地がある。
村尾 良夫; 須藤 高史; 井口 正
JAERI-M 83-065, 113 Pages, 1983/05
円筒炉心試験装置(CCTF)内の現象が他の試験装置内の現象と類似のものであることを確証するため、FLECHT-SET実験3105B,2714B,3420Bを模擬した試験条件で3回のCCTF試験を行った。ダウンカマおよび、上部プレナムの蓄水、健全ループの圧力損失は、CCTFとFLECHT-SETとで同じであったが、破断ループの圧力損失、及びそれによって生じたシステム内の水力的振動、炉心内の熱水力挙動は両者で異なっていた。これらの違いは、主としてC C T Fにおける破断コールドレグでの圧力損失によってもたらされたことがわかった。FLECHT-SET実験においては、構造の違い、装置の運転法の違いによりこの圧力損失は現われなかった。従って、両試験装置の構造、運転法の違いを考慮に入れれば、両試験装置で観測された現象は互に類似のものであると結論できる。
村尾 良夫; 井口 正
JAERI-M 83-028, 106 Pages, 1983/03
PWRの冷却材喪失事故時の再冠水過程について安全解析を行う場合、炉心熱水力挙動は単一流路により構成された炉心内の現象として解析が行われている。このような取扱いの妥当性を確認するために、炉心中心軸に対して、出力分布、初期温度分布を非対称にした試験を行い、軸対象の試験結果と比較した。これらの試験では、炉心平均出力、初期炉心保有熱エネルギーを含む試験条件は、等しくなるように設定された。得られた主な結果は次の通りである。(1)炉心下3分の2では、炉心下端からのクエンチが生じ、この部分では、熱的に非対称な条件でも炉心内の水力挙動は対称的であり、蓄水挙動は軸方向に一次元的に表現できる。システム挙動に対しては、非対称熱的効果はない。(2)炉心のより上方のでは、炉心上端からのクエンチは局所的に生じた。
村尾 良夫; 秋本 肇; 須藤 高史; 大久保 努
JAERI-M 83-027, 64 Pages, 1983/03
再浸水、再冠水現象の研究のために行った円筒炉心試験装置による試験結果を解析し、次の結論を得た。1)観測された現象は、いくつかの点を除き、PWR安全評価用の評価モデルに基づいて開発したモデルと同様のものである。2)異なる点は、上部プレナムの蓄水、ダウンカマ内のECCのバイパス、有効ダウンカマ水頭の低下および、破断コールドレグノズルおよび、連結配管内での圧力損失である。
村尾 良夫; 藤木 和男; 秋本 肇
JAERI-M 83-029, 66 Pages, 1983/02
評価モデル(EM)試験と名付けた試験を行った。その試験条件は、安全評価解析で計算された再冠水過程を模擬したものである。試験結果を伏せて評価モデル(EM)コードにより計算を行い、試験結果と計算結果との比較を行った。主な結論は次の通りである。(1)EMコードに組込まれた炉心熱伝達モデルは保守的な結果を与える。(2)現在のEMコードの中のシステムモデルは、システム全体としてよく均衡のとれたものである。(3)保守的な事柄および改良すべき事柄を指摘できた。低流量試験で見い出されたダウンカマ蓄水率の低下は、本試験では現われなかった。
村尾 良夫; 須藤 高史; 秋本 肇; 井口 正; 杉本 純; 藤木 和男; 平野 見明
JAERI-M 82-073, 31 Pages, 1982/07
55年度に行われた大型再冠水円筒炉心第1次炉心試験のうち、次の試験についての結果を述べた。(1)多次元効果試験(2)評価モデル試験(3)FLECHT結合試験(1)について・は,炉心熱水力挙動の一次元性について検討した。(2)については、評価モデルコードによる計算結果との比較、又、(3)については,対応するFLECHT-SET実(Run2714B)との比較を行った。
数土 幸夫; 中島 甫
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(1), p.34 - 45, 1982/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.94(Nuclear Science & Technology)PWR・LOCAにおいて、ECC水の再冠水時の唯一の炉心注水駆動力となるダウンカマー有効水頭を、実長規模の実験装置を用い調べた。その結果、主要パラメータである初期壁温、流路ギャップ、下向き水流速の影響として、1)初期壁温が高い程、有効水頭が小さくなる、2)ギャップが小さい程有効水頭が小さくなる、3)下向き水流速の影響は実用上無視できる、ことが明らかとなった。 一方、ボイド率評価式を用いて有効水頭を予測したところ、有効水頭が急激に変化する期間を除いて、実験結果と予測との一致は良好であり、主要パラメータの影響についても実験結果の傾向を説明することができた。
村尾 良夫; 秋本 肇; 須藤 高史; 大久保 努
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(9), p.705 - 719, 1982/00
被引用回数：35 パーセンタイル：93.48(Nuclear Science & Technology)再浸水、再冠水現象を調べる為に行なわれた円筒炉心試験装置(CCTF)試験結果の解析を行い、次の結論を得た。1)観測された現象は、いくつかの点を除き、PWRの安全評価のための評価モデルと類似なものである。2)異なる点は、上部プレナムの蓄水、ダウンカマの非常用炉心冷却水のバイパス、ダウンカマ有効水頭の減少、破断コールドレグ及び接続された配管内の圧力損失である。
ROSAグループ*
JAERI-M 7236, 137 Pages, 1977/09
本報告は、一連のROSA-II試験装置を用いた低温側配管破断試験の中で、従来の装置よりダウンカマ-間隙を広げた効果を検討した試験データに関するものである。本報に示す3Runは、いずれも最大口径両端破断であり、ECCS注入条件は既報のRun310と同じである。上記3Run相互、およびそれらとRun310を比較し、次の結論を得た。ダウンカマ-の間隙を広げると、炉心への蓄水速度は増加したが、しかしまだ充分冷却効果を上げるだけの蓄水量には至らず、途中で燃料への通電を停止した。ECC水注入流量を1.5倍に増加した所、炉心への蓄水速度は6倍にも増加した。破断ループポンプの出入口部を広げたところ、そこでは二相臨界流は生じなくなり、そこを通過する流出流量が増加した。この結果、系の減圧速度は大きくなり、かつ、2つの流出経路の流出量のバランスが変化したことにより、ブローダウン中および再冠水過程の炉心流れ、蓄水量が変化した。
