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報告書

Analytical study for PHEBUS experiment 215R by FRAP-T4 calculation code

橋本 和一郎

JAERI-M 89-179, 19 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-179.pdf:0.46MB

仏CEAのカダラッシュ研究所では、PWRの大破断冷却材喪失事故(LOCA)時における燃料挙動を調べるため、PHEBUS計画が実施された。同計画は、第1~4期に分かれている。本報告は、このうち第1期計画で実施された実験215RのFRAP-T4コードによる実験後解析に関するものである。ここでは、基本ケースにおいてコードの性能を評価した上で、燃料被覆管の管厚、およびギャップ巾に関する感度解析を行い、LOCA時燃料挙動に対する影響を調べた。

報告書

冷却材喪失事故時の配管の力学的挙動に関する研究

植田 脩三

JAERI-M 87-027, 179 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-027.pdf:5.43MB

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。

論文

Analytical studies of blowdown thrust force and elastic-plastic behavior of pipe at pipe rupture accident

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:0.02(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。

報告書

A THROUGH CALUCULATION OF 1,100MWe PWR LARGE BREAK LOCA BY THYDE-P1 EM MODEL(SAMPLE CALCULATION RUN 80)

金澤 昌之*; 朝日 義郎; 平野 雅司

JAERI-M 84-132, 97 Pages, 1984/07

JAERI-M-84-132.pdf:2.14MB

THYDE-P1は、加圧水型原子炉の冷却材喪失事故におけるブロードダウン、再浸水、再冠水過程を、一貫して解析するコードである。従来、同コードは種々の実験解析に適用され、最適評価(BE)計算コードとして、その高い解析性能が示されてきた。本報告では、同コードのブロードダウン、再浸水期の計算に対し、評価計算(EM)コードとして妥当とされているWREM/J2と同等の計算手法を確立し、それにより実施した最初の評価計算の結果を、WREM/J2の結果と比較検討した。本計算は、一連のTHYDE-P1サンプル計算のうち、RUN80として行なったものである。計算は、1.100MWeクラスの商用加圧水型原子力発電プラントの、コールドレグ、ギロチン破断による冷却材喪失事故(LOCA)を、400秒まで解析した。計算結果は、WREM/J2によるものと、良い一致が見られた。

報告書

Experiment Data of 200% Recirculation Pump Discharge Line Break Integral Test RUN961 with HPCS Failure at ROSA-III and Comparison with Results of Suction Line Break Tests

鈴木 光弘; 田坂 完二; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 与能本 泰介; 斯波 正誼

JAERI-M 84-045, 229 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-045.pdf:5.5MB

ROSA-III試験装置を用いて行なわれた再循環ポンプ出口側配管の200%破断試験、RUN961の結果をまとめたものである。ROSA-III装置は、BWR/6を容積比1/424に模擬し電気加熱炉心を持つ冷却材喪失事故(LOCA)とECCS性能評価のための総合実験装置である。この試験結果は、解析コードの性能評価のための実験データとして用いることができる。本報では、上記実験データの提供のみならず、大口経のポンプ吸込側破断実験RUN926(200%破断)、RUN929(75%破断)と比較することにより、再循環ループにおいて破断位置が異なる場合にLOCA現象にどの様な影響を及ぼすかについても検討し結論を得た。つまり、実質的な破断口に相当するジェットポンプ駆動部ノズル、再循環ポンプ出口ノズル及び破断口の流路面積がLOCA過程を支配するということである。PCTは894Kであり、ECCSの効果が確かめられた。

論文

Analytical and experimental evaluations of the blowdown thrust forces

矢野 歳和; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 植田 脩三; 栗原 良一; 加藤 六郎; 宮園 昭八郎

7th Int.Conf.on Structural Mechanics in Reactor Technology;Fl/7, p.29 - 38, 1984/00

抄録なし

報告書

1次系ブローダウン流量とベント管内蒸気流速の評価,Tests 0002,0003,0004,1101,2101,3101,3102; 格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データ評価レポート,1

生田目 健*; 久木田 豊; 竹下 功

JAERI-M 83-185, 44 Pages, 1983/10

JAERI-M-83-185.pdf:1.02MB

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験を用いて行った試験のうちの7ランについて、一次系からの放出流量とベント管内の蒸気流速の評価を行った。本評価は、ブローダウン時の格納容器内熱水力挙動に支配的な影響をおよぼすこれらのパラメータの時間変化を評価することにより、試験データの解析に資することを目的としている。一次系放出流量の計算にはRELAP4/Mod5コードを用い、圧力容器内の圧力、ボイド率分布、混合水位などに関して計算結果が試験結果と一致するように、RELAP4の入力パラメータである流路損失係数、気泡速度・気泡分布係数、および放出ノズルにおける流出係数を調節した。ベント管内の蒸気流速は、一次系から流出した流体がドライウエル内で断熱かつ準定常な変化をすると仮定して計算した。

報告書

Design of Slab Core Test Facility(SCTF)in Large Scale Reflood Test Pprogram,Part I :Core-I

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

JAERI-M-83-080.pdf:3.9MB

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。

報告書

System Pressure Effects on Reflooding Phenomena Observed in the SCTF Core-I Forced Flooding Tests

安達 公道; 数土 幸夫; 傍島 真; 岩村 公道; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊

JAERI-M 83-079, 116 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-079.pdf:2.28MB

本報は、大型再冠水効果実証試験・平板炉心第1次炉心試験の強制冠水試験シリーズのうち、系圧力を変化させて行った3つの試験のデータに基づき、再冠水現象に及ぼす系圧力の影響を検討したものである。系圧力の変化範囲は、0.2MPaを基準値として、0.15MPaから0.4MPaまでであり、主な検討項目は、炉心の全体的な温度挙動、クエンチに到る発熱棒表面の熱伝達率及び熱束の変化、炉心や上部プレナムの2次元的な熱水力挙動、およびホットレグキャリオーバの4項目である。本報告の内容は、加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時再冠水過程の炉心熱水力挙動の解析評価に重要な情報を提供するものである。

論文

Blowdown force analysis of piping system under LOCA conditions using BLOWDOWN code

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:22.76(Nuclear Science & Technology)

抄録なし

報告書

ALARM-P1コードによるLPWR LOCA時のブローダウンの解析

佐々木 忍; 新谷 文将

JAERI-M 82-161, 155 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-161.pdf:3.52MB

本報は、原子炉安全性コードの開発・整備の一環として、これまで進められてきたPWR用LOCAコードALARM-P1の総括報告である。本コードは、開発以来、多くのNEA国際標準問題で改良がなされ、その性能が国際比較を通して、明らかになった。本報においては、これらの経験に基づいて、開発所期の目標とされた実プラントの解析が実施され、その結果が紹介される。解析結果は、RELAP4-EMコードの結果と照合され、ALARM-P1コードの実炉への適用可能なことが確認された。これをもって、ALARM-P1コードの整備・検証に一段落をつけることができた。尚、入力マニュアルが新しく書き換えられたので、今後利用の便宜を計る目的から、本報付録に掲載した。

報告書

Blowdown Force Analysis of Piping System Under LOCA Conditions Using BLOWDOWN Code

宮崎 則幸; 秋本 敬史*

JAERI-M 82-124, 41 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-124.pdf:0.75MB

LOCA時に配管系に作用するブローダウンカを計算するためにBLOWDOWNコードを開発した。これは熱流体解析コードRELAP4/MOD6のポストプロセッサであり、RELA4/MOD6Pで得られた結果をブローダウンカに変換する。本報ではBLOWDOWNコードの概要を説明するとともに、本コードの有効性及び限界を明らかにするために、いくつかの解析例を示した。

論文

PWR・LOCA条件下ブローダウン反力の過渡状態解析

矢野 歳和; 宮崎 則幸; 磯崎 敏邦

日本原子力学会誌, 24(9), p.723 - 733, 1982/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:53.98(Nuclear Science & Technology)

本報は、原子炉一次冷却系の瞬時破断を仮定したときに生じるパイプホイップ運動に関し、PWR・LOCA条件のブローダウン特性と反力を解析し、実験結果と比較したものである。ブローダウン反力は積分形の運動量式を用い、臨界流のとき、出口圧力を臨海圧とし、単相流、均質二相流、分離二相流について反力を求めた。試験体系の熱水力物性値は、ノード・ジャンクション法ではRELAP4/MOD5、特性曲線法はDEPCO-MULTIによる熱流体解析から求めた。その結果(1)水撃の解析は特性曲線法が最適であるが、ノード・ジャンクション法でも可能である。(2)ノード・ジャンクション法はブローダウン反力計算に適する。(3)反力の最大値は、Henry-Fauskeのサブクール臨界流モデルが適する。ジェット反力係数は1.08である。(4)よどみ点圧力を飽和圧力とすると、飽和ブローダウンの反力係数は加圧条件と一致する。(5)反力成分のうち、圧力項と運動量項が支配的である。

論文

Transient analysis of blowdown thrust force under PWR LOCA

矢野 歳和; 宮崎 則幸; 磯崎 敏邦

Nucl.Eng.Des., 75, p.157 - 168, 1982/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:68.82(Nuclear Science & Technology)

本報は原子炉一次冷却系の瞬時破断を仮定した時に生じるパイプホイップ運動に関しPWR・LOCA条件のブロ-ダウン特性と反力を解析し実験結果と比較したものである。ブローダウン反力は積分形の運動量式を用い、臨界流のとき出口圧力を臨界圧とし、単相流、均質二相流、分離二相流について反力を求めた。試験体系の熱水力物理量はノード・ファンクション法ではRELAP4/MOD5,特性曲線法はDEPCO-MULTIによる解析から求め、これから反力を算出した。その結果は(1)水撃の解析は特性曲線法が最適であるが、ノード・ジャンクション法でも可能である。(2)ノード・ジャンクション方はブローダウン反力の計算に有効である。(3)反力の最大値はHenry-Fauskeのサブクール臨界流モデルが適する。ジェット反力係数は1.08である。(4)よどみ点圧力を飽和圧力とすると飽和ブローダウンの反力係数は加圧条件と一致する。(5)反力成分のうち破断直後以外は圧力項と運動量項が支配的である。

報告書

Re-Analysis of CSNI Standard Problem No.8

佐々木 忍; 新谷 文将

JAERI-M 9842, 68 Pages, 1981/12

JAERI-M-9842.pdf:1.72MB

本報は、計算コードALARM-P1を用いて行なったセミスケールS-06-3実験に基づくCSNI国際標準問題No.8の再解析の結果を示す。以前に報告された解析においては、ALARM-P1と実験値との比較を行なうと、破断流量や炉心表面温度といった主要パラメータに対して十分な結果が得られなかった。そこで、本解析では、これらのパラメータ改善に向けられた。予備解析から見出された結論に基づき、入力データと計算コード双方の問題点を調査し、再び計算を行なった結果、炉心表面温度、破断流量等は、大きく改善され、実験データをかなり正確に再現した。

報告書

ALARM-B2:A Computer Program for Analysis of Large Break LOCA of BWR

新谷 文将

JAERI-M 9655, 98 Pages, 1981/09

JAERI-M-9655.pdf:2.16MB

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。

報告書

RELAP 4/MOD 6(Blowdown)Sensitivity Study on LOFT L2-2 Experiment

竹下 功; 早田 邦久; W.H.Grush*

JAERI-M 9399, 48 Pages, 1981/03

JAERI-M-9399.pdf:1.73MB

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。

報告書

Experiment Data of ROSA-III Integral Test RUN 710; Full ECCS Actuation,without Heat Generation in Channel A

小泉 安郎; 田坂 完二; 安達 公道; 安濃田 良成; 早田 邦久; 鈴木 光弘; 岡崎 元昭; 傍島 真; 村田 秀男; 斯波 正誼

JAERI-M 9249, 122 Pages, 1981/01

JAERI-M-9249.pdf:3.05MB

本報は、ROSA-III実験装置における実験RUN 710の実験データレポートである。RUN 710はBWRの再循環ポンプ吸込側配管の200%両端破断を模擬した実験である。実験はすべてのECCSを作動させ、炉心4チャンネルのうち、1チャンネルを発熱させないで行なわれた。主な実験初期条件は系圧力7.35MPa、炉心入口サブクーリング10.8K、炉心入口流量31.3kg/s、炉心発熱量2.42MWである。最高被覆管温度は609K、Position3で得られた。全ての模擬燃料棒はECCS作動後クエンチし、ECCSの有効性が確かめられた。

報告書

LOCA実験のRELAP-4Jによる解析,2; ROSA-II高温側破断実験Run 419の解析

鈴木 光弘

JAERI-M 8860, 160 Pages, 1980/05

JAERI-M-8860.pdf:6.24MB

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。

報告書

An Analysis of CSNI Standard Problem No.8

佐々木 忍; 新谷 文将

JAERI-M 8746, 72 Pages, 1980/03

JAERI-M-8746.pdf:1.86MB

CSNI標準問題No.8の解析 日本原子力研究所東海研究所安全解析部 佐々木忍、新谷文将 計算コードALARM-P1を用いて、セミスケールS-06-3実験の解析がおこなわれたので、ここに報告する。本問題は、1979年度NEA国際標準問題No.8として選ばれた。ここに報告するのは入力データ作成後、CSNIに送付した最初の計算結果である。使用されたコードの性格上、リフィル、リフラッドPhaseの解析は除外され、ブローダウンの解析が中心となった。結果として、ECC水の注入以前の水力挙動は漑ね実験データと一致してはいるが、ヒータ表面温度は、かなり低く予測された。ECC水注入後は解析モデルに起因する急激な圧力変動のため、26秒以降、計算が続行できなかった。データとの比較検討の結果、解析手法と入力データ双方にいくつかの問題点が明らかになり、次回の再解析で十分解析されるであろう。

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