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論文

LOCA steam condensation loads in BWR mark II pressure suppression containment system

久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼

Nucl.Eng.Des., 102, p.225 - 228, 1987/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:51.41(Nuclear Science & Technology)

冷却材喪失事故(LOCA)時にBWR MarkII格納容器内に発生する水力的動荷重に関して、大型装置による実験的研究を行った。広範な条件について実験を行い、この結果に基づいて、圧力抑制プール内での蒸気凝縮に起因する荷重の振幅が最大となる条件を同定した。荷重の振幅が最大となるのは、ベント管内の蒸気流速が30kg・m$$^{2}$$以下、プール温度が40$$^{circ}$$C以下、蒸気中の空気重量割合が1パーセント以下の場合であり、このような条件は、中破断LOCAに際して発生する可能性が高い。

報告書

蒸気凝縮振動およびチャギングによる圧力抑制プール内動荷重の統計的評価,2; 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,3

久木田 豊; 加藤 正美*; 守屋 公三明*; 黒木 道雄*; 生田目 健*; 斯波 正誼

JAERI-M 83-186, 171 Pages, 1983/10

JAERI-M-83-186.pdf:5.23MB

本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験において得られた試験結果のうち、昭和53~55年度に実施した水放出試験12ランにおける蒸気凝縮荷重の定量的評価を行ったものである。蒸気凝縮振動およびチャギング現象によってもたらされる圧力抑制プールバウンダリ荷重の大きさを、RMS値、パワスペクトル密度、応答スペクトルによって評価し、これらの量の上限値を与えるデータを選択することによって、実炉の荷重を保守的に評価するためのデータベースを作成した。また、熱水力条件と荷重の大きさとの関係、ならびにチャギングによる荷重に対するベント管相互の非同期の影響について調べた。

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。

論文

The Noncondensable gas effects on loss-of-coolant accident steam condensation loads in BWR pressure suppression pool

久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼

Nuclear Technology, 63, p.337 - 346, 1983/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:71.84(Nuclear Science & Technology)

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験の試験結果にもとづき、圧力抑制プール内の蒸気凝縮に起因する格納容器動荷重に対する蒸気中の非凝縮性気体(空気)の影響を調べた。空気の存在により、従来知られていたように凝縮が安定化しチャギング現象の発生が抑制される効果が生じるだけでなく、ベント管内蒸気流速が比較的高い条件下ではこれも正反対の効果が生じうること、ならびにこれらの効果が、蒸気凝縮荷重の大きさに重大な影響を及ぼすことを明らかにした。

報告書

Full-Scale Mark II CRT Program; Dynamic Response Evaluation Test of Pressure Transducers

久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼

JAERI-M 82-188, 59 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-188.pdf:1.62MB

格納客器圧力抑制系信頼性実証試験に使用されている圧力変換器の動特性を、既知の特性を有する変換器との比較によって計測した。この結果、良好な特性を得るためには導圧管内の気泡の除去に注意すべきことが明らかになった。試験結果にもとづき圧力変換器の改造を行い、200Hz以下の周波数で充分に良好な特性が得られるようになった。また、導圧管の共振周波数が集中定数系モデルにより子測できることを示した。

論文

Chugging desynchronization effects on multivent pressure suppression pool loads

久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼

Transactions of the American Nuclear Society, 41, p.695 - 696, 1982/00

原研における格納容器圧力制御系信頼性実証試験(Mark II格納容器を模擬した、実物大のベント管7本を有する装置による試験)で計測されたチャギングによる格納容器動荷重の大きさは、米国における1本ベント管による試験結果を大きく下回った。このような、ベント管本数の増加とともに荷重が減少する傾向は、ベント管のそれぞれから発生する圧力波相互の位相差(非同期)による効果として説明され、実炉の荷重予測上重要な意味を有する。本報では、原研試験結果に含まれる非同期の効果を解析し、動荷重の主要成分である低周波数成分についても非同期による荷重軽減効果が有意であることを明らかにした。

報告書

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データレポート,11; TEST 1204

久木田 豊; 竹下 功; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼

JAERI-M 9404, 121 Pages, 1981/03

JAERI-M-9404.pdf:2.99MB

本試験は、昭和54年10月26日に実施したTEST1204のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。同一の破断口径による基本ケースであるTEST1203が圧力抑制プール初期温度約54$$^{circ}$$Cの条件下で行なわれたのに対して、本試験では19$$^{circ}$$Cとした。この結果、本試験におけるプールスウェル時の最高水位はTEST1203の場合より明らかに低く、TEST1203の試験条件が保守的であることが示された。なお、本レポートは、先に未公開資料としてまとめたJAERI-memo 8874の公開版である。

報告書

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データレポート,10; TEST 1203

久木田 豊; 竹下 功; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼

JAERI-M 9403, 122 Pages, 1981/03

JAERI-M-9403.pdf:2.78MB

本報告書は、昭和54年10月5日に実施したTEST1203のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。本試験における放出初期のドライウェル内圧力上昇率は約188kPa/sであり、実炉の想定条件に匹敵する値が得られた。なお、本レポートは、先に未公開memoとして刊行したJAERI-memo 8873の公開版である。

報告書

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データレポート,2; TEST 0003

久木田 豊; 生田目 健; 山本 信夫; 斯波 正誼

JAERI-M 8761, 116 Pages, 1980/03

JAERI-M-8761.pdf:2.64MB

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験は、LOCA時にBWR用MarkII格納容器圧力抑制系に発生すると予想される熱水力現象に関する試験を行い、格納容器信頼性の実証に資するデータを得ることを目的としている。試験装置の体積縮小率は1/18であり、ウェットウェル部は実炉のウェットウェルの実物大20$$^{circ}$$セクタ模型である。本報告は、昭和54年2月23日に実施したTEST0003のデータ報告である。本試験は、株式会社日立製作所により装置の第3回検収試験として実施されたもので、破断口径100mmの水放出試験である。得られたドライウェル内初期圧力上昇率は約50Kpa、ベント管内最大蒸気重量速度は約30Kg/m$$^{2}$$-sであり、いずれも実炉の再循環系配管両端破断事故時の想定値の約25%に相当する。

報告書

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データレポート,6; TEST3101

生田目 健; 久木田 豊; 山本 信夫; 斯波 正誼

JAERI-M 8665, 124 Pages, 1980/02

JAERI-M-8665.pdf:2.69MB

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験は、LOCA時にBWR用MarkII格納容器圧力抑制系に発生すると予想される熱水力現象に関する試験を行い、格納容器信頼性の実証に資するデータを得ることを目的としている。試験装置の体積縮小率は1/18であり、ウェットウェル部は実炉のウェットウェルの実物大20$$^{circ}$$セクタ模型である。本報告は昭和54年5月25日に実施したTEST3101のデータ報告である。本試験は、放出口径74mmの水放出試験であり、約20%のプリパージを行うことにより、チャギング現象に関して保守的な条件を設定した。なお、本試験におけるベント間内最大蒸気電量速度は約20kg/m$$^{2}$$-sと評価される。

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