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渡辺 庄一; 山根 祐一; 三好 慶典
JAERI-Tech 2003-045, 73 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-045.pdf:4.96MB
燃料溶液体系の臨界事故では、正確な情報が必ずしも得られないことから、その熱流動の振舞いを把握するためにはパラメータサーベイ計算が必要である。しかし、一方では従来の熱流動解析計算は時間を要するため、許容できる計算精度の範囲内で計算時間を短縮できる実用的な計算手法が必要である。このため、汎用熱流体解析コードPHOENICSをサブルーチンとして取込み、熱流動を考慮した多領域動特性方程式に基づく中性子エネルギー1群の3次元動特性解析コードを作成した。核熱計算と流動計算の時間刻み幅を分離し、さらに出力の時間変化に応じて時間刻み幅を自動調整することによってコードの計算時間短縮化を図った。TRACYを用いた0.5ドルの反応度投入後の過渡出力に引き続く、緩やかな出力変化が5時間持続する自然冷却特性実験について解析計算を行った。実用的な時間の範囲内で計算が可能であり、出力及び温度変化についての解析値は実験値をほぼ再現する見通しを得た。
秋場 真人; R.D.Watson*
Atomic and Plasma-Material Interaction Processes in Controlled Thermonuclear Fusion, p.455 - 480, 1993/00
本論文はIAEA、原子・分子データユニットのDr.Janevの要請により、プラズマ対向機器の伝熱流動に関わるデータ、ダイバータ板に関わる物性データについてまとめたレビュー論文である。
大久保 努; 井口 正; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 91-227, 89 Pages, 1992/01
本報告書は、円筒第2次炉心試験C2-15(Run75)の評価報告書である。本試験は、CCTF及びFLECHT-SETによる再冠水実験の間に熱水力学的挙動の差が或るか否かを検討するために実施された。両試験の結果を検討して以下の結論が得られた。(1)両試験の条件の間には初期にいくつかの相違が見られたが、その影響は時間とともに小さくなった。(2)CCTF試験では、急峻な炉心半径方向出力分布により半径方向に熱伝達の差が現れたが、FLECHT-SETでは、平坦な出力分布のためそれが現れなかった。この熱伝達の差は、中央高さ位置では顕著であったがそれより上方では小さくなった。(3)上記の差が小さい炉心の上部領域では、両試験の熱伝達はほぼ同一であり既存の相関式により予測できた。(4)以上の事から両装置における炉心冷却は、同一の炉心境界条件と半径方向出力分布の下ではほぼ同一になると予想される。
大久保 努; 井口 正; 岩村 公道; 秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 榊 勲*; 安達 公道; 村尾 良夫
JAERI-M 90-046, 114 Pages, 1990/03
UPTFとの実験的結合に用いるコールドレグ注水型ECCS付PWRに対する評価モデル条件下に於ける広い炉心内の再冠水データを得る為に、1000MWe級PWRの半径と同じ半径方向長さを有するSCTF第3次炉心を用いて試験を実施した。本報告書では、対応するCCTF試験C2-4のデータを用いてSCTFとCCTFの間の再冠水挙動の差を主に検討した。得られた主要な結論は、(1)本試験は成功裏に実施され、UPTFとの結合に必要なデータを取得した。(2)本試験でみられた全体的な炉心冷却挙動は、CCTF試験C2-4のそれとほぼ同一であった。(3)しかし、本試験でみられた炉心差圧の特徴は、試験C2-4でみられたものと多少異なっていた。この相違の理由は、両試験の間で炉心入口サブクーリングが異なっていた事と両試験装置の間で炉心の実効流路面積が異なっている事であるとしてほぼ説明できた。
大久保 努; 井口 正; 岩村 公道; 秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 榊 勲*; 安達 公道; 村尾 良夫
JAERI-M 90-036, 120 Pages, 1990/03
ベントバルブ付PWR(BBR)のLOCA時再冠水過程の熱水力学的挙動を検討するため、SCTFを用いて再冠水実験を実施した。また、本試験結果は、2D/3D協定に基づき、西独の上部プレナム試験装置との実験的結合に用いられることになっている。本試験のデータを他の試験のデータも用いて解析し、以下の主要な結論を得た。(1)最適条件下におけるBBRの再冠水過程中の炉心冷却は非常に良好で有ることが実証された。(2)健全ループ差圧は、ベントバブルが開くことにより著しく減少する。(3)ベントバルブが炉心冷却におよぼす効果は、ベントバルブが開いていない場合にダウンカマ水位がオーバフロ位置に達しない条件の下では顕著ではなかった。しかし、その効果は、ベントバブルが開いていない場合に、ダウンカマ水位がオーバフロ位置を越えるような条件の下では顕著になると考えられる。
大久保 努; 井口 正; 岩村 公道; 秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 湊 明彦*; 榊 勲*; 安達 公道; 村尾 良夫
JAERI-M 90-035, 143 Pages, 1990/03
複合注水型ECCSを備えたPWRの再冠水過程において、タイプレート付近の水温分布がブレークスルーおよび炉心冷却に与える影響を検討するため、SCTF第3次炉心を用いて2回の試験を実施した。一方の試験(試験S3-7)では、UCSP直上へのECC注水をバンドル3、4の上方で行い、もう一方の試験(試験S3-8)では、最初の60秒はバンドル7、8の上方でその後バンドル3、4の上方へ切換えて注水を行なった。これらの試験データを解析して、以下の事柄が明らかとなった。ブレークスルーは、タイプレート付近での水温がサブクールの所で生じ、ブレークスルー域では、炉心冷却が著しく増大する。また、ブレークスルーの位置は、多少の時間遅れを伴ってタイプレート付近での水温分布の変化に追随して変化する。更に、ブレークスルーの生じていない領域での炉心冷却は、ブレークスルーの位置に関係無く同程度である。
大久保 努; 井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 89-227, 96 Pages, 1990/01
本報告書は、円筒第2次炉心試験C2-AA2(Run 58)の評価報告書である。本試験は、ダウンカマ注水試験に於ける熱水力挙動の特徴を調べることを目的として実施された。本試験のデータをコールドレグ注水試験(基準試験)のデータと比較検討して、以下のような結果が得られた。(1)本試験においては、基準試験では見られない大きな振動が観測された。振動は周期的で周期は5.7秒であった。(2)この原因は、本試験ではダウンカマでECC水と健全ループを流れる蒸気との混合が熱的に非平衡に起こり、ダウンカマ水温がサブクールてあった点であると考えられる。(3)系全体に渡り熱水力挙動では振動的であったが、振動的なデータの平均値は、基準試験のデータとほぼ同一であり、一部の修正を行えば、コールドレグ注水の場合に対して用いられているのと同じモデル・手法あるいは計算コードがダウンカマ注水にも使用可能であることが示唆された。
大久保 努; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 85-026, 89 Pages, 1985/03
本報告書は、1983年5月12日に実施された円筒第2次炉心試験C2-4(Run62)の評価を行ったものである。本試験は、円筒第2次炉心試験装置による試験の再現性を検討するために実施された。その為本試験の条件は、以前に行れた基準試験(試験C2-SH1)と同一に設定された。本試験のデータを試験C2-SH1のデータと比較して以下の結果が得られた。(1)両試験に於ける初期および境界条件は、炉心バレル及び下部プレナム水の温度を除けばほぼ同一であった。後者の差は、最大で6K程度観測された炉心入口サブクール度の差を生じたと考えられる。(2)システム挙動はほぼ同一であった。(3)炉心冷却挙動は、高出力領域上部で発熱体表面温度に見られたわずかな差を除けば、ほぼ同一であった。(4)上記(3)の差は小さく(1)で述べた差による事を定性的に説明できることから、実用上、円筒第2次炉心試験の熱水力挙動に再現性があると考えられる。
村尾 良夫; 大久保 努; 杉本 純; 井口 正; 須藤 高史
JAERI-M 84-243, 205 Pages, 1985/02
本マニュアルは、原研で開発中のREFLA-1D/MODE3再冠水システム解析コードについて説明したものである。本コードは、強制注水時ならびにFLEGHT-SET PhaseAのようなシステムにおけるダウンカマからの重力差による注水時の炉心熱水力動特性を解析するために用いることができる。本マニュアルには、REFLA-1D/MODE3のモデルが述べてあり、また、コード使用上の情報が与えられている。
秋本 肇
JAERI-M 84-041, 38 Pages, 1984/03
冷却材喪失事故再冠水時の熱水力挙動に関するTRACコードの予測性能評価を目的として、円筒炉心試験評価モデル試験を例に、TRACコード計算結果と試験結果の比較検討を行った。試験結果との比較から、再冠水初期にはダウンカマ炉心間U字管型振動・発熱棒のターンアラウンド温度の評価で、再冠水後期では炉心内蓄水速度・上部プレナムからのキャリオーバ水量・蒸気発生器での伝熱量評価で実験結果との一致が悪いことがわかった。一方再冠水後期の炉心入口流量と発熱棒のクエンチ速度は精度よく計算された。今後予測精度を向上するためには圧力容器内の水力モデル・蒸気発生器伝熱モデル等について再検討する必要がある。またTRACコードは圧力容器内で三次元的な流動を予測したが、その信頼度を評価することはできなかった。今後実験・解析の両面から予測された多次元的な流動の検証を行い、その影響を評価することが必要である。
安達 公道; 数土 幸夫; 深谷 好夫; 鈴木 紀男; 若林 隆雄; 傍島 真; 大山 勉; 新妻 泰; 岩村 公道; 刑部 真弘; et al.
JAERI-M 83-080, 171 Pages, 1983/06
平板炉心試験装置は、円筒炉心試験と共に、大型再冠水効果実証試験計画の一部をなし、PWRの冷却材喪失事故の再冠水課程における、二次元的な炉心熱水力挙動を実験的に解明することを主目的としている。本計画は、日本、米国、西独間の研究協力取極め(2D/3D協定)に基づき、三国間の共通の基盤に立って進められている。本報告書は、平板炉心試験装置(SCTF)第一次炉心の設計の方針および愛用を紹介して、本試験から得られるデータの有効利用を計るものである。
村尾 良夫; 杉本 純; 大久保 努
JAERI-M 9286, 131 Pages, 1981/01
このマニュアルは、REFLA-1D/MODE 1再冠水システム解析コードを説明したものである。本コードは、強制注水時ならびにFLECHT-SET PhaseAのようなシステムにおけるダウンカマからの重力差による注水時の炉心熱水力動特性を解析するためのものである。このマニュアルには、REFLA-1D/MODE 1のモデルが述べてあり、又、REFLA-1D/MODE 1の使用上の情報が与えられている。