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奥野 浩
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(7), p.544 - 551, 2003/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)臨界計算のベンチマーク結果を類似性に従い分類する方法をこの論文では提案した。相関係数を利用する方法の定式化の後に、経済協力開発機構/国際エネルギー機関(OECD/NEA)の下に実施された燃焼度クレジット臨界ベンチマーク問題III-A及びII-Aに適用した。ベンチマーク問題III-Aは照射済みの沸騰水型炉(BWR)燃料集合体の一連の臨界計算で、ベンチマーク問題II-Aは照射済みの加圧水型炉(PWR)燃料ピンの一連の臨界計算である。これらのベンチマーク問題及び結果をまとめた。相関係数を計算し、一連のベンチマーク計算結果の分類を、相関係数の値としてベンチマーク問題III-Aでは0.15以上,ベンチマーク問題II-Aでは0.10以上という基準に従い分類した。2つのベンチマーク計算結果が同一のグループに属するときに、一方の計算結果は他方の計算結果から予想可能であることがわかった。それぞれのベンチマークについて例を示した。評価済み核データが分類の主因子であった。
伊与久 達夫; 二川 正敏; 石原 正博
Nucl. Eng. Des., 148, p.71 - 81, 1994/00
被引用回数：7 パーセンタイル：56.56(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部構造を1/5スケールと1/3スケールで模擬した試験体を用いて振動試験を実施した。本試験は、地震時における黒鉛構造物の衝突加速度、衝突荷重、発生ひずみなどを定量的に評価することを目的としている。得られた結論は以下のとおりである。(1)高温プレナムブロックのキー溝部に発生するひずみの周波数特性とブロックの衝突加速度の周波数特性の相関を明らかにした。(2)本試験で適用した相似則の妥当性を示した。その結果、炉床部構造の地震時応答特性はスケールモデルの試験体を用いて評価できる。(3)S
(設計用限界地震)地震時に黒鉛ブロックに発生する応力は、HTTRの黒鉛構造設計基準で定まる許容応力を十分満足していることを確認した。
加藤 崇; 高橋 強*; 河野 勝己; 檜山 忠雄; 濱田 一弥; 岩本 収市*; 戎 秀樹*; 三宅 明洋*; 辻 博史
Fusion Technology 1992, p.887 - 891, 1992/00
核融合実験炉には大型で、超臨界圧ヘリウムを冷媒とする強制冷却型超電導磁石が必要とされる。このような磁石を効率良く冷却する方法として極低温ポンプを用いた循環ループ・システムが最も適している。日本原子力研究所はこの極低温ポンプを2台、設計・製作し、性能試験を行なった。その結果、目標としたポンプの特性を充分に得ることができ、特に、ポンプの断熱圧縮効率は、最高86%に達し、極低温ポンプを用いた強制冷却型超電導磁石の冷却方法の優位性を実証することができた。
田坂 完二; 小泉 安郎; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 久木田 豊; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 川路 正裕; 村田 秀男
JAERI 1307, 379 Pages, 1987/11
ROSA-III計画におけるBWR/LOCAの総合実験の成果をとりまとめた。1978年4月から1983年3月にかけて実験を行った。実験結果と解析コードによる計算の結果から、ROSA-III実験とBWR/LOCAとの基本的熱水力挙動の相似性が主要なROSA-III実験に対して確認された。また、破断位置と破断面積を種々に変えた場合の事故のシナリオが充分理解でき、現行のBWRのECCSの有効性を実証した。ROSA-III実験の結果はBWR/LOCA解析コードの開発、改良そして評価のため、貴重なデータである。
鈴木 光弘; J.A.Findlay*; 田坂 完二; W.A.Sutherland*
Nucl.Eng.Des., 98, p.39 - 55, 1986/00
被引用回数：1 パーセンタイル：20.71(Nuclear Science & Technology)ROSA-III試験装置で実施したBWR主蒸気管大破断模擬実験(RUN952)と、これに近い条件で実験した米国FIST装置(NRC,EPRI,GE共同研究)の実験(6MSB1)とについて、主要な熱流体現象の比較検討を行なった。次に両実験で異なっていたECCS条件等を一致させ、同一条件のBWR/6の主蒸気管大破断LOCAとの相似性を、解析コードRELAP5/MOD1を用いて解析した。この結果、装置形状の異なるROSA-IIIとFISTにおいて、各部の容積、炉心出力、破断口面積等の比及び初期条件がそれぞれBWR/6体系と同じであれば、主要な熱水力現象は相似的になることを明らかにした。装置個有の特性としては、初期水位と主蒸気ライン位置の関係、ダウンカマー部の流路形状、炉心熱出力密度、装置の構造材熱容量等の影響が現われるが、これらの影響の程度も明らかにした。なお、両実験の比較から、高圧炉心スプレイ系等ECCSの個別の効果についても分析した。
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：37.51(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。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 斯波 正誼
Nuclear Technology, 70, p.189 - 203, 1985/00
被引用回数：2 パーセンタイル：37.51(Nuclear Science & Technology)商用BWRを模擬したROSA-III実験装置において、再循環ループポンプ吐出側配管破断実験を行い、実験結果の解析及び解析コードによるROSA-IIIとBWRにおける事故事象の相似性の検討を行なった。破断口径を変えた3種の吐出側破断実験と、対応する吸込側破断実験の比較から次のことがわかった。吐出側破断時の事象は、同じ effective choking flow area を持つ吸込側破断の事象と同等である。最大の effective choking flow area は、吐出側破断では(Aj+Ap)、吸込側破断では(Aj+Ao)である。ここでAj,Ap,Aoはジェットポンプノズル面積、再循環ポンプ出口ノズル面積、再循環ループ吸込側配管面積である。このことは実機についてもあてはまる。解析コードによる相似性の検討から、下部プレナムフラッシング、水位低下による燃料棒露出等の主要事象は相似的であるが、ROSA-IIIでは破断初期の炉心出力の制限が燃料温度に影響することを明らかにした。
鈴木 光弘; 安濃田 良成; 田坂 完二; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 84-135, 206 Pages, 1984/08
本報は、ROSA-IIIにおける再循環ポンプ吸込側200%破断実験RUN983の結果を収録し、大口径破断における主蒸気隔離弁(MSIV)閉鎖信号の相違、給水系フラッシングの有無、および炉心出力の相違による熱流体挙動への影響について検討した。主な結論は以下の通りである。(1)MSIV閉信号をダウンカマー水位してからL1に変更しても系圧力及び圧力容器内インベントリに大きな影響は生じない。(2)給水系ラインにざんりゅうする温水(216
C)は減圧時にフラッシングし、減圧速度を遅くする。(3)BWRの燃料表面におけるLOCA時の熱流束を模擬する炉心過渡熱出力曲線を用いたRUN983の実験では、給水フラッシングがないことによるLPCS、LPCI系の早期作動と相まって最高燃料表面温度は従来の実験条件の場合より大幅に低下した。なお、RUN983実験は、米国のBWR/LOCA疑義実験FIST計画の対応実験の1つとして実施され、現在FISTとROSA-IIIの相似性の検討が進められている。
与能本 泰介; 田坂 完二
JAERI-M 84-030, 154 Pages, 1984/02
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。
田中 貢; C.P.Fineman*; 田坂 完二
JAERI-M 83-067, 26 Pages, 1983/04
ROSA-IV LSTFとPWRの加圧器逃し弁破断事故をRELAP5/MOD1(Cycle1)コードにより解析した。初期条件に差はあるものの両体系に対する計算結果は全体としてよく一致し、LSTFによる加圧器逃し弁破断実験がPWRの事故をよく模擬していることが分った。またLSTFおよびPWRの加圧器逃し弁破断事故時の現象を良く表わすことが示された。また、LSTFおよびPWRのいずれの計算においても、加圧器が満水になっても原子炉圧力容器上部ヘッドの蒸気領域が消滅しないことが示された。
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
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。
