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報告書

ROSA-III tests on BWR pump suction-line 200% break LOCAs with partial and total ECCS failure; RUN 924(LPCS and one LPCI pump failure), RUN 902(Two LPCI pump failure) and RUN 905(Total ECCS failure)

熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男

JAERI-M 91-167, 293 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-167.pdf:7.69MB

本報は、BWRの体積比1/424のスケール模型であるROSA-III装置において実施した3つの再循環ポンプ吸込ライン200%両端破断実験RUN902,905及び924の実験データを示している。これらの3実験は、既報の2実験(RUN926及び901)とともに、この破断形状における炉心冷却性能に関するECCS故障モードの効果を調べる一連の5実験の一部をなしている。これらの5実験の結果も本報では、比較されている。RUN902,924及び926は、ECCS用DG(ディーゼル発電機)の3つの異なる単一故障モードを模擬したものであり、RUN905は全てのECCSの故障、RUN901は全てのECCSの作動を模擬したものである。単一故障を仮定した3実験(RUN902,924及び926)においては、測定した最高の燃料棒表面温度(PCT)は、現行の許認可基準の1473Kよりかなり低い値であった。また、HPCS(高圧炉心スプー)故障の場合が最も厳しい炉心温度上昇となった。

報告書

Evaluation Report on CCTF Core-II Reflood Test C2-16(Run 76); Effect of Asymmetric Upper Plenum Injection on Reflood Phenomena

井口 正; 杉本 純*; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*; 村尾 良夫

JAERI-M 87-051, 117 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-051.pdf:2.37MB

本報告書は、原研で実施中の大型再冠水効果実証試験計画の中の円筒炉心試験装置による上部プレナム注水試験C2-16の評価結果を示す。円筒炉心試験装置は、1100MWe級PWRを約1/21.4で縮小した試験装置で再冠水現象を良く模擬するように設計されている。本試験の目的は、低圧注入系ポンプの単一故障を仮定した上部プレナム注水条件における再冠水現象を調べる事および冷却水を非対称に注水した時の効果を調べる事である。本試験の結果、次の事がわかった。(1)上部プレナム注水条件では、低圧注入系ポンプの単一故障仮定が無故障仮定に比べて保守的な仮定である。(2)非対称注水を行なっても、炉心冷却挙動は水平断面内で比較的一様であり、局所的な炉心冷却の悪化は見られない。

報告書

Evaluation Report on CCTF-II Reflood Test C2-9(Run 68); Effect of LPCI Flow Rate

秋本 肇; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純*; 大久保 努; 村尾 良夫

JAERI-M 87-002, 77 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-002.pdf:1.54MB

LPCI流量が炉心冷却とシステム挙動に与える影響を調べる為に、LPCI流量を0.025m$$^{3}$$/sとした試験を実施した。この流量条件は加圧水型原子炉システムでLPCIポンプ電源の故障がない時に相当する。LPCI流量を0.011m$$^{3}$$/sとした参照試験結果との比較検討から、以下の結論が得られた。(1)高LPCI流量試験(LPCI流量0.025m$$^{3}$$/s)での炉心冷却は低LPCI流量試験(LPCI流量0.011m$$^{3}$$/s)での炉心冷却に比べて悪かった。この結果は、加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の炉心冷却を評価する上で、低めにLPCI流量を評価する事が必ずしも保守的な仮定ではないことを示す。(2)高LPCI流量試験での炉心冷却の悪化は炉心内圧力が低かった事に起因する。また、炉心内圧力の低下が破断コ-ルドレグでの圧力損失が低かった事により生じた事が判った。(3)現行の評価コ-ドは通常破断コ-ルドレグでの圧力損失を低く評価しており、依然として保守的であると考えられる。

論文

Experimental study of ECC water injection rate effects on reflood phase of PWR-LOCA

大久保 努; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(2), p.93 - 108, 1985/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:55.23(Nuclear Science & Technology)

PWRのLOCA時冠水挙動に及ぼすECC水注入流量の効果を大型再冠水試験装置のデータを用いて検討した。一般的な結果として、ECC注水流量が大きい程炉心冠水速度が大きくなり、そのため、炉心冷却が良好になることが明らかになった。しかしながら、LPCI注水流量がダウンカマをほぼ満水に保ち得る量より大きい時には、炉心冠水速度はLPCI注水流量によらずほぼ同じ値になることが見い出された。また、ACC注水流量や注水時間の効果は、LPCI注水期を含む全期間に渡って炉心の冷却に影響を及ぼすことが見い出された。本論文では、これらの現象を定量的に解析し解明した。更に、大型の装置で見い出されたACC注水流量や注水時間の再冠水挙動に及ぼす効果は、従来小型の装置で見い出されていたものと同じであるとの知見が得られた。

報告書

Evaluation Report on CCTF Core-I Reflood Tests C1-6(Run 15),C1-9(Run 18),C1-11(Run 20) and C1-13(Run 22); Effects of ECC Water Injection Rate

大久保 努; 杉本 純; 村尾 良夫

JAERI-M 83-044, 160 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-044.pdf:2.79MB

本報告書では、円筒第1次炉心試験で観測されたECC注水量が再冠水現象に及ぼす影響について報告する。対象とした試験は、C1-5,C1-6,C1-9,C1-11およびC1-13である。これらのECC注水量パラメータ効果試験においては、蓄圧注水系(Acc)の注水量および注水時間、ならびに、低圧注水系(LPCI)の注水量を基準試験に対して変化させ、その効果を調べた。ECC注水量を増加させると、ダウンカマ水頭および炉心冠水速度が増加し、良好な炉心冷却か得られた。しかし、ダウンカマ水位がオーバーフロー水位に達した後は、低圧注水系注水量の増加が炉心冷却に与える効果は、認められなかった。蓄圧注水系注水量および注水時間の効果は、初期に顕著に見られたが、その後の炉心冷却全体に影響を与えた。米国FLECHT-SE・T実験で、見られた蓄圧注水系注水量および注水時間の効果は、円筒第1次炉心試験でも同様に観測された。

論文

Mass effluent rate out of core during reflood

大貫 晃; 傍島 真

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(3), p.267 - 269, 1983/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.29(Nuclear Science & Technology)

PWRで想定されるLOCAの再冠水過程において、炉心からの水および蒸気の流出率が大きいと、蒸気発生器1次側に運ばれる水量が大きくなることが予想され、その結果2次側から熱をもらい蒸発し、大きな圧力損失を生じ、炉心冠水速度を押さえる結果となる。本論文では大型再冠水平板炉心試験の第1次炉心強制注入試験のデータからえられた炉心からの水と蒸気を加えた質量流出率を、系圧力、ECC水量、炉心出力の各パラメータに対して求め、簡単な無次元整理を行ない、実験相関式を導出した。この相関式はFLECHT-SEASETのデータとも一致した。

論文

Effects of ECC water injection rate on reflood phase during LOCA

大久保 努; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(7), p.593 - 595, 1982/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:44.54(Nuclear Science & Technology)

大型再冠水円筒炉心試験装置を用いて行った試験のうち、ECCSの流水量をパラメータとして行った試験の結果を解析し、ECCS注水量が、LOCA時再冠水過程に及ぼす効果を調べた。試験結果としては、LPCI流量が多い時には、炉心の冷却が良好になり、逆に、LPCI流量が少ない時には、炉心の冷却が悪くなることが分った。また、ACCに関しては、ACC流量が少ない時に炉心の冷却は悪くなり、ACC注水時間が短い時にも炉心の冷却が悪くなった。このような炉心の冷却の差は、ECC水の量の多少に依存するダウンカマ水頭の差が原因で生じており、ダウンカマ水頭が大の時には、炉心入口流速が大となって、炉心の冷却が良好になることが分った。また、FLECHT-SET実験の結果と比較しても、ACC注水流量の効果に対して同じ傾向を有しており、両者のスケーリングの差による効果は認められなかった。

報告書

ROSA-II 試験データ報告,11; 炉心流れに及ぼす面積配分破断および循環ポンプの効果; Runs 327,328,329,330

ROSAグループ*

JAERI-M 7505, 162 Pages, 1978/02

JAERI-M-7505.pdf:3.82MB

本報は、加圧水型原子炉において想定される冷却材喪失事故の模擬試験として行われた一連のROSA-II試験の中で、高温側配管破断における破断口面積の配分および循環ポンプが炉心冷却に及ぼす影響を検討した試験(Run327,328,329,330)のデータ報告である。これら4Runはほぼ同じ初期流体条件、ECCS作動条件、炉心発熱条件、および二次系条件の下で行なわれた。主な結論は以下の通りである。(1)各4Runは、高温側配管における両端ギロチン破断(Run419)に比べ、破断直後の燃料温度上昇とACC水注入後比較的早い時期の炉心再冠水という同様のパターンを示した。(2)最大破断口径に比べ蒸気発生器側破断口径を小さくした場合は上記Run419より炉心冷却はよくなり、一方、圧力答器側の破断口径を小さくした場合には炉心冷却は改善されていない。(3)循環ポンプを破断後15秒間回転させた場合、低温側配管破断の場合のポンプ効果より小さな影響が生じた。

報告書

ROSA-II 試験データ報告,6; Runs 411,314,315,316

鈴木 光弘*; 安達 公道; 岡崎 元照; 傍島 真; 斯波 正誼; 松本 巖

JAERI-M 6849, 142 Pages, 1976/12

JAERI-M-6849.pdf:3.24MB

本報文はPERのLOCA模擬実験であるROSA-II試験結果の1部(Runs 411,314,315,316)を纏めたものである。これらのテストは、ECCSの注入場所を、標準条件のRun411に比べて、下部プレナム、上部プレナム等に変更し、注入流体のPV内蓄水速度や炉心冷却に及ぼす効果を調べたものである。また、炉心断面内に発熱分布があった場合とない場合について、およびP$$_{1}$$ポンプ出口部での臨界流閉そくが生じなくなる条件、等についても検討した。主な結論は次の通りである。1)ACC注入は、減圧に役立つと同時に、炉心でのボイド増加を促し、一時的に燃料棒表面温度を上昇させる。この温度上昇が止まり燃料棒が冷却されるかどうかは、注入したECC水が直ちに炉心に進入するかどうかに関係している。2)圧力容器内にECC水を注入すると配管内に注入した場合より炉心冷却には有効である。3)SGやPVの蓄熱が1次系流体に及ぼす影響は大きい。4)ACC注入は、流れを大きく変化させる。

報告書

ROSA-II試験データ報告,5; Runs 310,311,312,313,317

傍島 真*; 安達 公道*; 岡崎 元昭*; 鈴木 光弘*; 斬波 正誼*

JAERI-M 6709, 169 Pages, 1976/09

JAERI-M-6709.pdf:3.82MB

本報文はPWRのLOCAの模擬試験であるROSA-II試験結果の1部(Runs 310,311,312,313,317)をまとめたものである。これらのテストはいずれも口径37.5mm$$Phi$$の低温側配管の両端ギロチン破断であり(Runs 310のみ圧力容器側破断口径が25.0mmとなっている)、実験条件の異なっているの羽ECCSの注入条件、炉心加熱条件、破断口径である。これらの試験結果により次のような結論が得られた。(1)ROSA-II試験では、低温側配管に注入したACCとLPCIの水が大部分破断口へ流出してしまった。(2)ACC注入によりかなり大きい凝縮効果が現われた。これは炉心部の下向き流れを促し、一時的には炉心の冷却に役立ったが、ダウンカマー部でのバイパス現象も強める結論となった。(3)LPCIを高音側配管に注入した場合、低温側配管に注入した場合に比べて炉心の冷却がよくなった。ただし炉心に上から冷却材が流下する場合、炉心の各部で冷却の良否にかなり大きな分布が見うけられた。

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