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植田 脩三
JAERI-M 87-027, 179 Pages, 1987/03
第1章では、パイプホイップやブロ-ダウン推力に関する従来の研究成果と本研究の目的を明らかにする。第2章では、配管破断試験装置の設置目的や仕様について明らかにする。第3章では、ブロ-ダウン推力の測定結果とその解析方法について検討した結果について示す。第4章では、試験配管とU型レストレントを用いてBWR・LOCA条件下でパイプホイップ試験を行ない、クリアランス、オ-バ-ハング長さ、試験配管の口径などのパラメ-タが配管やレストレントの挙動に及ぼす影響について明らかにする。第5章では、汎用有限要素法ADINAを用いてパイプホイップ解析を行ない、最大レストレント力などが推定できる事を示す。また、エネルギ-バランス法を用いた簡易解析によりレストレントの設置限界が定められる事を示す。第6章では、全体結論と実機プラントへの応用の一例を示す。
宮崎 則幸*; 植田 脩三
J. Pressure Vessel Technol., 108, p.175 - 181, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Mechanical)原子炉に想定配管破断事故が生じた時、高温高圧水が噴出しブローダウン推力が発生する。このブローダウン推力が破断管に作用してパイプホイップ運動が生じる。この論文の目的はブローダウン推力の予測方法と配管のホイップ運動による弾塑性挙動の解析法を明らかにすることである。本論文の結論は以下の通りである。(1)熱流解析コードRELAP4/MOD6と運動量保存の方程式を用いてブローダウン推力の予測ができる。(2)配管断面の偏平化量が小さい時、ビーム要素を用いた有限要素解析は実験と良く一致する結果を与える。(3)ホイップ運動する配管の弾塑性挙動の解析において、配管の偏平化量が大きい時には偏平化による曲げ剛性の減少を考慮しなければならない。
宮崎 則幸; 秋本 敬史*
Nucl.Eng.Des., 76, p.121 - 135, 1983/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.14(Nuclear Science & Technology)抄録なし
新谷 文将
JAERI-M 9655, 98 Pages, 1981/09
ALARM-B2は沸騰水型原子炉の大破断想定冷却材喪失事故時における熱水力学的挙動を解析するためのプログラムであり、ALARM-B1の改良版である。主な改良点は、一次元熱伝導方程式、熱伝達相関式及び一点近似原子炉動特性方程式を取り込むことにより、過渡期間中の炉心での熱伝達現象を計算できるようにした点である。流体の保存式の取り扱いはALARM-B1をそのまま踏襲している。即ち、積分型で解くいわゆるノード・ジャンクションモデルを採用している。このレポートの目的は、本コードの全体の構成を明かにし、併せて計算に必要な入力データを示すことである。新しく追加された解析モデルの妥当性は現在検証作業中である。
竹下 功; 早田 邦久; W.H.Grush*
JAERI-M 9399, 48 Pages, 1981/03
LOFT L2-2実験でのブローダウン初期に現れた炉心のリウェット現象は、これまでの予測計算では予測されなかった。そこでRELAP4/MOD6によりL2-2実験について、被覆管温度に与えるシステムノーダリゼーションの効果、炉心における熱伝達関係式の効果を中心に感度解析を行なった。システムノーダリゼーション感度解析では、炉心、ダウンカマの流動抵抗が、ブローダウン初期の炉心流量に大きな影響を与えることが、また熱伝達関係式感度解析ではギャップコンダクタンスの被覆管温度への影響が大きいことがわかった。
鈴木 光弘
JAERI-M 8860, 160 Pages, 1980/05
ROSA-II実験は1978年3月で終了したが、その後、解析コードRELAP-4Jを用いて実験結果の解析を行ってきた。本報は、ROSA-II実験の高温測配管ギロチン破断実験(Run419)を対象とした、一連の解析をまとめたものである。解析コードの制約(リスタート時の問題)から、検討する範囲は主としてブローダウン過程となったが、実験結果と比較を行い解析コードの評価と改良すべき点を摘出した。また、ROSA-II実験の流出流量実験データの誤差評価、蒸気発生器から一次系液体への伝熱量と、蒸気発生器での自然放熱量を推定し、実験現象についての理解を深めることができた。これらの結果、RELAP-4Jコードは、ブローダウン過程の主要な変化、たとえば系圧力流出流量の変化等や、炉心の模擬燃料棒の平均的温度変化等を比較的よく表すことができた。しかしACC水の凝縮減圧効果や、ヒートスラブからの伝熱量、更に再冠水過程等については、コードの改良が必要である。
秋元 正幸; 新谷 文将; 佐々木 忍; 佐藤 一男
JAERI-M 8004, 103 Pages, 1978/12
計算プログラムALARM-P1は加圧水型原子炉の非常用炉心冷却系の性能評価を行う一連のコードシリーズの一部を成すもので、我が国原子力委員会が制定した安全評価指針に準ずるものである。本解析コードは一次冷却系の大破断に続くブローダウン期間中の熱水力学的現象を解析するものである。PWR系のブローダウン中の流れ、圧力、残存推量、クオリティー、熱伝達等をモデル化して計算する。いくつかの体積要素について積分された流体の保存式と状態方程式が一次元流れ、熱的平衡のもとに解かれる。又一次元熱伝導方程式を差分化して、構造材等の固体内部の温度分布や表面の熱伝達も計算される。ALARM-P1の重要な役割の一つは、ブローダウン後期の再冠水過程の解析のための初期条件を与えること及びLOCA全期間中を通して炉心のヒートアップ計算のための情報を与えることである。この報告書には、コードの使用法、解析モデルとその解法について1978年6月現在のものを述べてある。
北口 秀美*; 鈴木 光弘; 傍島 真; 斯波 正誼
JAERI-M 7791, 122 Pages, 1978/08
本報は、BWRのLOCA模擬試験であるROSA-III試験に対して実験に先立って行なった予備解析の結果をまとめたものであり、既報(I)、(II)と継続した報告書である。今回はROSA-III装置の詳細構造が決定した段階でECCS注入条件および破断条件をパラメーターにとり、LOCA過程に及ぼすそれらの効果を検討した。主な結論およびROSA-III実験へのコメントは以下の通りである。(1)上部プレナムに注入されたECC水は、凝縮・減圧作用により炉心の液体を吸い上げ、この結果上部から炉心へは注入水が十分に流下せず、バイパス部を通った水が下部プレナムから炉心へ流入することがわかった。これは実験で確認する必要があり、炉心の流量計が必要である。(2)小口径破断では逃し安全弁の効果が大きく現われる。そこにも流量計をつけて測定することが必要である。なお、今後の解析では、最高熱出力燃料体に対する検討を行なう必要があろう。
傍島 眞; 安達 公道; 岡崎 元昭; 鈴木 光弘; 斯波 正誼
JAERI-M 6513, 78 Pages, 1976/04
本報は軽水炉の冷却材喪失事故(LOCA)の模擬試験であるROSA-II試験の結果の一部をまとめたものである。Run(Run 401,403,404)の実験条件、実験データおよびその現象の解釈が示されている。実炉を基本的に模擬した条件において低温側に注入した蓄圧水はダウンカマを通って連続流出した。高温側に注入した低圧水は炉心に落下し燃料棒を冷却した。破断口径が大きい場合には冠水が遅れた。
生田目 健; 小林 健介
JAERI-M 6340, 31 Pages, 1975/12
ROSA計画の一環として、PWR冷却材喪失事故時の未飽和減圧過程を解析する計算コードDEPCO-MULTIを開発した(JAERI-M5623)。本文では、この計算コードの信頼性と普遍性を確かめるためROSAおよびLOFT計画の実験データを解析したのでその結果について報告する。
大西 信秋; 傍島 真; 清水 定明*
JAERI-M 5808, 91 Pages, 1974/09
この報告書は、軽水動力炉の一次冷却材喪失事故時におけるブローダウン挙動の解析を主眼として開発されたRELAP-3コードに関して、コードの妥当性および適用範囲を明確にするために行なったブローダウン実験解析の検討結果をとりまとめたものである。解析の対象としては、原研ROSA-1実験、電総研実験および西独BATTELLE実験等を選び、主として圧力変化、流出流量および水位変化に及ぼすインプットパラメータの影響について実験結果との照合により検討を加えた。
傍島 真
日本原子力学会誌, 15(8), p.562 - 568, 1973/08
BWRの冷却剤喪失事故を模擬したROSA実験のブロウダウン・データを用いて、RELAP-2解析コードの検討・評価を行った。実験条件は実用炉と同じ運転圧力から圧力容器の上部または下部を破断させたもので、それより高い圧力と低い圧力も合わせて検討したほか、破断口径を種々変えてその影響をみた。その結果計算コードで流出流量を規定する修正係数が口径の影響を受け、一定の値を取らないことが明らかになった。また、これは破断位置が上部か下部かによっても異なる値を取り、蒸気クオリティの影響を受けることが分かった。その他のパラメータについても同様に変化が現れ、モデルを更に検討する必要性を示した。それには相互に影響を及ぼさない独立的なパラメータあるいはモデルを考えることが方向として示されよう。より多種にわたる実験データの集積が、よりよいモデルへの改良のためには望ましいと言える。
