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竹田 武司; 大貫 晃*; 西 弘昭*
Journal of Energy and Power Engineering, 9(5), p.426 - 442, 2015/05
RELAP5 code analyses were performed on two ROSA/LSTF validation tests for PWR safety system that simulated cold leg small-break loss-of-coolant accidents with 8-in. or 4-in. diameter break using SG (steam generator) secondary-side depressurization. The SG depressurization was initiated by fully opening the depressurization valves in both SGs immediately after a safety injection signal. In the 8-in. break test, loop seal clearing occurred and then core uncovery and heatup took place. Core collapsed liquid level recovered after the initiation of accumulator coolant injection, and long-term core cooling was ensured by the actuation of low-pressure injection system. Adjustment of break discharge coefficient for two-phase discharge flow predicted the break flow rate reasonably well. The code overpredicted the peak cladding temperature because of underprediction of the core collapsed liquid level due to inadequate prediction of the accumulator flow rate in the 8-in. break case.
竹田 武司; 大貫 晃*; 西 弘昭*
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2014/12
RELAP5 code post-test analyses were performed on two ROSA/LSTF validation tests for PWR safety system that simulated cold leg small-break LOCAs using SG secondary-side depressurization. The SG depressurization was initiated by fully opening the depressurization valves a little after a safety injection signal. In the 8-in. break test, core uncovery and heatup took place by boil-off. Core collapsed liquid level recovered after accumulator coolant injection. In the 4-in. break test, no core uncovery and heatup happened. Adjustment of break discharge coefficient for two-phase discharge flow predicted the break flow rate reasonably well. The code overpredicted the peak cladding temperature (PCT) because of underprediction of the core collapsed liquid level in the 8-in. break case. Sensitivity analyses indicated that a time delay for SG depressurization start and break discharge coefficient for two-phase discharge flow affect the PCT significantly in the 8-in. break case.
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。
熊丸 博滋; 浅香 英明; M.Wang*; 久木田 豊
Validation of Systems Transients Analysis Codes (FED-Vol. 223), 0, p.129 - 136, 1995/00
PWRの1/48モデルであるROSA-V/LSTFを用いて、全HPI故障の小破断LOCA及び意図的1次系減圧に関する総合実験を行っている。コールドレグ流路面積の0.5~10%を破断面積とした全HPI故障のコールドレグ小破断実験5つ及び意図的減圧シーケンス2つを、著者らの改良を含むRELAP5/MOD3コードで解析した。実験データ及び解析結果より以下のことが明らかになった。(1)2.5%以下の破断では、1次系減圧が遅く継続した炉心温度上昇が発生し、ACCの作動が遅れる。(2)加圧器のPORV(1%破断面積に相当)による1次系の減圧は、2.5%以下の破断面積では有効であるが、2.5%以上の破断では不要である。しかし、2.5%以下の破断では、意図的減圧を行っても、ACC作動開始後しかしLPIの連続注入開始前に過渡の炉心温度上昇が発生する可能性がある。
熊丸 博滋; 久木田 豊
Int. Conf. on New Trends in Nuclear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.119 - 126, 1994/00
コールドレグの小破断冷却材喪失事故(LOCA)後の長期炉心冷却過程における炉心沸騰停止にホットレグ注入が有効であるかを調べるため、PWRの1/48体積模擬装置において実験を実施した。実験は、コールドレグ流路断面積の10%及び2.5%の破断面積、定格炉心出力の1%及び0.5%の場合について実施した。炉心沸騰を停止するのに必要な最小のECC流量は、1次元エネルギバランス計算により予測される値よりかなり(70%以上)大きい値であった。また、健全側ホットレグへの注入の方が、破断側への注入より沸騰停止にはより効果的であることが明らかになった。
Guo, Z.*; 熊丸 博滋; 久木田 豊
JAERI-M 93-238, 20 Pages, 1993/12
小型定常二相流実験装置(TPTF)の5
5ロッドバンドル試験部を用いて、限界熱流束(CHF)実験を実施した。実験は、軽水炉の小破断冷却材喪失事故(LOCA)あるいはスクラム失敗事故(ATWS)時に発生する高圧下の炉心インベントリボイルオフ及び燃料棒ドライアウト状況を模擬して実施した。実験は、圧力:3~12MPa,質量流束:17~94kg/m
s及び熱流束:3.3~18W/cmの範囲をカバーしている。実験データを低流量流動沸騰CHF相関式と比較し、それらの相関式の高圧ボイルオフ条件への適用性を検討した。実験では、ドライアウトは平衡クオリティがほぼ1になった位置において発生した。
小泉 安郎*; 八木 純二*; 熊丸 博滋
JAERI-M 93-199, 48 Pages, 1993/10
本報告書は、原研が1990~1992年度に工学院大学に委託し実施した「フラッディング二相流の研究」の結果をまとめたものである。流路内を液相が流下し気相が上方に流れる対向流状態においては、気相流量の増加に伴い液相が上昇流に遷移する現象が見られる。この現象はフラッディングと呼ばれ、PWRの小破断LOCA時にSGU-チューブ内等で発生するが、流路下部に気液の混合物が存在する場合についてはよく理解されていない。本研究では、流体としてフレオンR-113を用いて実験を実施した。実験結果より、流路下部に気液の混合物が存在する場合のフラッディングは、気液混合物の液面最高高さが管路上端に達することにより発生することが分かった。また、著者らが既に水-空気系の実験より導いたフラッディング速度相関式は、気液の物性値の影響を考慮すれば、フレオンR-113系へも適用できることが明らかになった。
久木田 豊; 中村 秀夫; 渡辺 正; 浅香 英明; 与能本 泰介; 鈴木 光弘; 熊丸 博滋; 安濃田 良成
NEA/CSNI/R(91)13, 620 Pages, 1992/02
OECD/NEA原子力施設安全委員会(CSNI)による国際標準問題NO.26(ISP-26)は、ROSA-IV計画LSTF装置による小破断LOCA実験(コールドレグ破断)を対象として実施され、14か国17機関が参加して計算コードによる実験解析の結果を提出した。本報告は、これらの解析結果と実験結果を比較し、解析上の主要な問題点(破断口からの流出流量の評価、対向流制限の予測など)を論じたものである。これらの比較において、同一コードによる解析結果でも実施機関ごとにかなりの相違を示すことが注目された。これは、現在のLOCA解析コードでは入力データ作成の過程でコード・ユーザーが様々な判断を行なう必要があり、これらの判断が解析結果に影響を及ぼすためである。本報告では、このような影響の大きさとその原因を調べるために原研で行った多数の感度解析の結果も示す。
久木田 豊; 安濃田 良成; 田坂 完二*
Nucl. Eng. Des., 131, p.101 - 111, 1991/00
被引用回数：24 パーセンタイル：90.25(Nuclear Science & Technology)ROSA-IV計画LSTF装置によるPWR小破断冷却材喪失事故(LOCA)及び異常な過渡変化に関する総合実験の第1期(第1次模擬燃料体を用いた実験、85年5月~88年8月)の主要な成果について述べる。本実験期間には合計42回の実験が行われ、内訳は小破断LOCA実験29回、異常過渡実験3回、1次系内の自然循環を定常状態で模擬した実験10回であった。これらの実験によって、小破断LOCA時及び異常過渡時におけるPWRの基本的熱出力挙動、特にループシールクリアリング現象、リフラックス冷却過程など、冷却材が減少した状態における炉心冷却を支配する種々の現象が解明された。
