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論文

RELAP5/MOD3 code analyses of LSTF tests on intentional primary system depressurization following PWR small-break LOCA

熊丸 博滋; 浅香 英明; M.Wang*; 久木田 豊

Validation of Systems Transients Analysis Codes (FED-Vol. 223), 0, p.129 - 136, 1995/00

PWRの1/48モデルであるROSA-V/LSTFを用いて、全HPI故障の小破断LOCA及び意図的1次系減圧に関する総合実験を行っている。コールドレグ流路面積の0.5~10%を破断面積とした全HPI故障のコールドレグ小破断実験5つ及び意図的減圧シーケンス2つを、著者らの改良を含むRELAP5/MOD3コードで解析した。実験データ及び解析結果より以下のことが明らかになった。(1)2.5%以下の破断では、1次系減圧が遅く継続した炉心温度上昇が発生し、ACCの作動が遅れる。(2)加圧器のPORV(1%破断面積に相当)による1次系の減圧は、2.5%以下の破断面積では有効であるが、2.5%以上の破断では不要である。しかし、2.5%以下の破断では、意図的減圧を行っても、ACC作動開始後しかしLPIの連続注入開始前に過渡の炉心温度上昇が発生する可能性がある。

論文

PWR cold-leg small-break LOCA with total HPI failure; Effect of break area on core dryout and intentional depressurization for prevention of excess core dryout

熊丸 博滋; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1162 - 1172, 1992/12

ROSA-IV計算のLSTF装置はPWRの体積比1/48のモデルである。LSTFにおいて、高圧注入系(HPI)の全ての故障を仮定したコールドレグ小破断冷却材喪失事故(LOCA)実験を破断面積がコールドレグ流路面積の0.5~10%の範囲で実施するとともに、小破断LOCA実験に続く意図的な1次系減圧操作実験を実施した。また、主要事象の発生時刻を予測する簡単なモデルも本論文で提案している。実験結果及び計算結果より、加圧器逃し弁(PORV)を用いた意図的な1次系減圧操作は、約0.5%以下の破断面積に対しては有効であり、5%以上の破断面積に対しては不要であるが、それらの中間では、十分な炉心冷却を維持するためには不十分であることが分かった。また、約2.5%以下の破断の場合、蓄圧注入系(ACC)が作動しても、低圧注入系(LPI)作動以前に再び炉心が露出する可能性があることが分った。

論文

PWR cold-leg small break LOCA with faulty HPI; Effect of break area and intentional system depressurization

熊丸 博滋; 久木田 豊

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.203 - 208, 1991/00

ROSA-IV大型非定常試験装置(LSTF)は加圧水型原子炉(PWR)の体積比1/48モデルである。LSTFにおいて、高圧注入系(HPI)の故障を仮定したコールドレグ小破断冷却材喪失事故(LOCA)実験を破断面積0.5%~10%の範囲で実施するとともに、小破断LOCA実験に続く意図的一次系減圧実験を実施した。また、主要事象の発生時刻を予測する簡単なモデルも本論文では提案している。実験結果及び計算結果より、加圧器逃し弁(PORV)を用いた1次系の意図的減圧操作は、約0.5%以下の破断面積に対しては有効であり、5%以上の破断面積に対しは不要であるが、それらの中間では、十分な炉心冷却を維持するためには不十分であることが分かった。

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