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H.Lee*; H.Seong*; G.Park*; 熊丸 博滋; 久木田 豊
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 3, p.41 - 50, 1996/00
本論文は、ROSA-IV/LSTFで実施された10%主蒸気管破断実験のRELAP5/MOD3コードによる解析の結果を示す。解析の結果、RELAP5/MOD3コードは、実験結果、特に重要なパラメータの傾向を妥当に計算できることが明らかになった。ただし、詳細な点では上部ヘッドで発泡が生じた期間には1次系圧力に若干の不一致が見られることが明らかになった。また、破断口の放出係数及ぶ気水分離器ドレンラインの損失係数に関する感度解析を実施した。これらのパラメータは、2次系の蒸気クオリティ及び破断流、従って2次系の水インベントリの変化に大きな影響を及ぼす。感度解析の結果、破断口の放出係数=0.85及び気水分離器ドレンラインの損失係数=10の場合に、解析は実験結果を良く予測することが明らかになった。
吉田 英俊; 清水 勝宏; 安積 正史
JAERI-M 86-008, 54 Pages, 1986/02
JT-60のダイバ-タプラズマ特性を、ジュ-ル加熱時および高パワ-追加熱時について検討した。ダイバ-タプラズマに関連するパラメ-タ(ダイバ-タ形状、スクレイプオフ層の幅、実効ポンプ速度、放射損失等)や、主プラズマに関連するパラメ-タ(密度、入力パワ-、粒子拡散係数、安全係数等)が、ダバ-タプラズマ特性に及ぼす影響を評価し、支配的なパラメ-タを明かにするとともに、低音高密度ダイバ-プラズマが形成される条件を示した。主プラズマと関連させてダイバ-プラズマ特性を調べる必要から、ダイバ-プラズマと主プラズマを矛盾なく統一的に解析できるシュミレ-ションモデルを新しく開発した。
文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 村上 知行*
JAERI-M 85-186, 58 Pages, 1985/11
本報告は多目的高温ガス実験炉の詳細設計(II)システム調整(1)合理化システムの立案の中で設定された炉心を対象として実施した炉内流量配分感度解析について述べたものである。本研究の目的は、炉内流量配分解析データを再評価し、燃料冷却に直接寄与する流量である炉心有効流量の増加を計ることである。得られた結果は以下の通りである。(1)炉心有効流量に対し感度の高い項目は、クロス流れ係数及ひ固定反射体面間ギャップ量である。(2)感度の低い項目は、固定反射体シール要素のシール性能、上部遮蔽体ギャップ量、高温プレナムブロックのシール要素のシール性能及びギャップ量である。(3)解析データを再評価することによって、フランジ型の36本型燃料体を用いる場合、炉心有効流量割合は約90%となり、システム調整(1)phase1炉心における値に比べて約5%増加する。
鈴木 光弘; 田坂 完二
JAERI-M 8670, 46 Pages, 1980/02
本報は、BWRのLOCA/ECCS現象の模擬試験装置であるROSA-III装置に設置されているジェットポンプの特性について述べたものである。実炉のジェットポンプと異なる点は、ジェットポンプの寸法が小さい事の他に、原子炉を模擬した圧力容器の外側に設置されている事である。この相違点が、実際にLOCA/ECCS現象にどの様な影響を及ぼすかを調べることは、ROSA-III試験にとって重要である。本報の特性試験は常温水(圧力は大気圧~20気圧)の水単相流条件下で、ジェットポンプの正流特性(M-N曲線)と逆流時の流動抵抗を調べ、上記のブローダウン時の特性を調べる上での基礎資料としたものである。試験の結果、実炉のM-N特性には流量が大きい場合に近づくが、低流量時にはその周りにバラツクことがわかった。吐出部から吸込部にかけての逆流抵抗係数も実炉(BWR/6.5ノズル)のジェットポンプの値に近いものである。この他、近似する配管部分の抵抗係数も求めた。
傍島 真
Nuclear Science and Engineering, 60(1), p.10 - 18, 1976/01
被引用回数：6軽水炉の冷却材喪失事故を解析するコードRELAP-3により、ROSA-I実験の結果を解析した所、破断条件によってあまり良くデータが一致しないことが分かった。コードにパラメータとして用いられている放出係数には、流出流体のクオリティとの相関があることが明らかにされ、また気泡離脱速度も一定値を与えたのでは残存水量が実験データと一致しないことが分かった。これらの点を直すために、放出係数にクオリティとの相関式を取り入れ、気泡離脱速度にWilsonの実験式を特殊な形で用いたコードに改良した。その結果新しい解析コードではROSA-I実験に対して極めてよいデータとの一致を示し、日立製作所において行われた実験に対しても、よくデータと一致した。解析例から破断条件により放出係数も気泡離脱速度も様々な時間変化の仕方をすることが示されている。
安達 公道
日本原子力学会誌, 16(6), p.322 - 329, 1974/06
軽水炉冷却材喪失事故における、破断口からの流出流量を算出するために用いられる、薄刃オリフィスの二相流出係数C
の値を、ROSA-I実験のデータにもとずいて実験的に決定した。Cと高圧貯槽クオリティX
との関係は、X
0の領域では、Xに無関係に、与えられたオリフィス口径Dに対応して一定値となるのに対して、X=0の領域では、Xの減少と共に、Cが急激に増大して、最大1.5にも達することが確められた。ただし何れの領域でも、Dが大きいほど、Cは小さくなった。この理由としては、X0の領域では、オリフィス直下流部での縮流の影響と共に、第2弾で指摘した、蒸気相のきつい過冷却現象の影響が挙げられ、とくに後者が支配的であると思われる。また、X=0の領域では、発泡の核となる気泡が不足するために、急激な減圧に蒸気発生が十分追従できないことの影響が考えられる。
