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ROSA-Vグループ
JAERI-Tech 2003-037, 479 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-037.pdf:19.25MB
大型非定常試験装置(LSTF)は、110万kW級のPWRを同一高さ及び体積比1/48で模擬し、小破断冷却材喪失事故や過渡事象時の熱水力応答を実規模圧力で総合的に模擬する試験装置である。またAP600に代表される次世代型炉をも良く模擬することができる。ROSA-V計画では、3次燃料集合体を使用したLSTFで89回の実験を実施し、2001年6月以降、新たに設置した4次燃料集合体を使用して5回の実験を行った。ROSA-V計画は、設計基準事故を超える事故を対象としたアクシデントマネジメント策の有効性確認をはじめ、将来型原子炉の新型安全系の有効性確認の実験、また非均一で多次元の熱流動現象を予測する計算コードやモデルの検証・開発に資する個別効果実験を実施してきた。本報は、3次及び4次燃料集合体を整備したLSTFの詳細情報を示し、実験計画立案と実験結果の解析に役立てるものである。
佐藤 一男; 村尾 良夫; 田坂 完二
日本原子力学会誌, 28(10), p.887 - 907, 1986/00
BWRのLOCA時の安全性研究はこの10年間に多くの進展をとげた。BWRの安全性研究はブローダウンからECCS作動後、炉心再冠水に至るシステム挙動の研究に始まり、現行の許認可コードに大きな保守性があること、及びその保守性の原因となる諸現象が明らかにされた。次いで、これらの諸現象を定量的に把握するための分離効果実験が実施され、種々の実験相関式が得られた。これらの成果は安全解析コードの開発と検証に有効に利用され、現在ではBWRはLOCA時に充分な安全余裕があることが明らかとなった。以上の成果を学会誌の解説として寄稿するものである。
田坂 完二; 田中 貢; 伊藤 秀雄; 片多 勝男*; 渡辺 憲次*; C.P.Fineman*; D.R.Bosley*; 斯波 正誼
JAERI-M 9849, 67 Pages, 1981/12
TMI-2号炉事故を契機として軽水炉の安全性研究計画が見宿され、小口径配管破断冷却材喪失事故(SBLOCA)および異常過渡事象に関する研究の重要性が指摘された。これを受けて、日本原子力研究所ではROSA-IV計画を開始し、現在分離効果実験用のTRTF(Two-Phase Test Facility)の建設ならびにシステム効果実験用LSTF(Large Scale Test Facility)の設計を行っている。本報告書はLSTFの設計方針とその主要仕様を紹介したものである。
4本間接発熱体による実験),変動流量強制注入実験,システム効果実験須藤 高史; 村尾 良夫; 井口 正; 数土 幸夫; 杉本 純; 大久保 努; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明; 南雲 宏一*
JAERI-M 8162, 270 Pages, 1979/03
この報告書は、1978年3月から6月にかけて行なわれた再冠水シリーズ6実験(44本間接発熱体による実験)のうち、変動流量強制注入実験とシステム効果実験により得られた温度、差圧、流量等のデータをまとめたものである。シリーズ6実験の目的は、1)完全埋込熱電対付間接発熱体を用いた実験による再冠水現象の全体的把握 2)低冠水速度でのクエンチ特性 3)炉心の差圧特性 4)クエンチ時刻以前の熱伝達率の把握 5)炉心出口への冷却材流出挙動の把握 6)非発熱棒の効果の把握、および7)強制的に冠水速度を断続させた時の系の応答特性である。
