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論文

Numerical estimation method of the hydrogen isotope inventory in the hydrogen isotope separation system for fusion reactor

岩井 保則; 山西 敏彦; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 西 正孝; Willms, R. S.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(6), p.661 - 669, 2002/06

 被引用回数:10 パーセンタイル:56.28(Nuclear Science & Technology)

ITERの燃料循環システムでは、水素同位体分離システム(ISS)を構成する深冷蒸留塔内にトリチウムの大部分が滞留することが予想されている。そのため、高い精度を有するISS内水素同位体滞留量解析評価手法が安全確保の観点から強く求められている。ISS内のインベントリー評価手法の確立のために日米協力のもと、ロスアラモス研究所トリチウムシステム試験施設の有するITER規模の深冷蒸留塔を用いた実験を計画し実施した。この結果を評価し、今回提案した数値解析評価手法により深冷蒸留塔内の水素同位体滞留量を精度よく評価できることを確認し、本手法がITER規模の深冷蒸留塔に有効であることを明らかとした。本手法の精度は塔内の濃度分布に依存せず、特に重水素の液ホールドアップ率は塔の形状の違いにほとんど影響されないことを見いだした。またITER規模の深冷蒸留塔では液の滞留量に対してガスの滞留量も無視できないことを見いだした。

論文

LSTF and BETHSY counterpart tests on PWR small break LOCA

熊丸 博滋; G.Briday*; 久木田 豊; D.Juhel*; R.Deruaz*

ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.285 - 292, 1992/00

PWRのコールドレグ小破断LOCAに関するカウンターパート実験を、2つの総合実験装置、すなわちWH型3420MWPWRの1/48モデルであるLSTF及びフラマトム2775MWPWRの1/100モデルであるBETHSYで実施した。カウンターパート実験の目的は、装置のスケーリング及び装置の相違が小破断LOCA時の熱水力挙動に及ぼす影響について調べることである。両実験の結果は、スケーリングの影響はなく、非常に良く一致した。すなわち、ループシールクリアリング期間中の炉心露出、その後の炉心ボイルオフによる長期炉心露出等の典型的な小破断LOCA時の熱水力挙動を示した。装置の相違による影響として、ループシールクリアリング期間中の炉心の最低水位、その後の炉心ボイルオフによる長期炉心露出の開始時刻等の差が観察された。これらの差は、2つの装置の参照PWRが異なることによる両装置間の形状の差により説明することができた。

論文

CCFL characteristics of PWR steam generator U-tubes

与能本 泰介; 安濃田 良成; 久木田 豊; Y.Peng*

Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, p.522 - 529, 1991/00

ROSA-IV大型非定常装置(LSTF)を用いてリフラックス凝縮実験を行なった。LSTFは、加圧水型原子炉の体積比1/48の模擬装置である。実験結果は、蒸気発生器細管入口における無次元蒸気流速√J$$_{gast}$$が0.64を越える場合に、対向流制限(CCFL)によって細管内に顕著な蓄水が生じる事を示した。実験結果ならびに重力、界面せん断応力、壁面せん断応力間のつりあいの解析により蒸気発生器細管におけるCCFL特性を明かにした。本実験結果を用いたRELAP5/MOD2及びMOD3コードの評価結果は、1)MOD2コードでは蓄水挙動が計算されない事、及び2)MOD3コードは蓄水挙動を定性的に再現する事を示した。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 5% cold leg break LOCA experiment Run SB-CL-08

久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-220.pdf:3.57MB

本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。

論文

Core liquid level depression due to manometric effect during PWR small bleak LOCA; Effect of bleak area

刑部 真弘; Christian Chauliac*; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 川路 正裕; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(2), p.103 - 110, 1987/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:67.32(Nuclear Science & Technology)

ROSA-IV計画の大型非定常装置を使って、10,5および2.5%コールドレグ破断冷却材喪失事故実験を行った。5%破断実験の初期において、炉心水位は炉心下端近くまで押し下げられ、炉心ドライアウトが生じた。10および2.5%破断実験においては、炉心ドライアウトは生じなかったが、やはり炉心水位の押し下げは起った。また、炉心水位は、ループシールクリアリングの直後回復した。これらの炉心水位の押し下げは、ループシール部の液形成と蒸気発生器Uチューブ上昇側の液ホールドアップとによるマノメータ効果による。Uチューブ上昇側の液ホールドアップは、Uチューブ頂部の相分離により示される二相循環停止後に観測され、対向流制限機構(CCFL)と蒸気の凝縮が主な原因であると考えられる。また、10,5および2.5%破断実験では、二相流循環の停止は一次系残存水量が約40~60%で起こり、ループシールクリアリングは約30%で起こることがわかった。

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