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論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 1; Overview

加治 芳行; 根本 義之; 永武 拓; 吉田 啓之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*; 大和 正明*; 渡辺 聡*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

本研究では、使用済燃料プール(SFP)の事故時における燃料被覆管の酸化モデル及びSFPに設置されたスプレイの冷却性能を評価するための数値シミュレーション手法を開発した。これらをMAAPやSAMPSONのようなシビアアクシデント(SA)解析コードに組み込み、SFPの事故時解析を実施した。数値流体力学コードを用いた解析を実施し、SA解析コードの結果と比較することにより、SFP事故の詳細を検討した。さらに、3次元臨界解析手法を開発し、SFPにおける使用済燃料のより安全な燃料配置について検討した。

論文

Uncertainty analysis of ROSA/LSTF test by RELAP5 code and PKL counterpart test concerning PWR hot leg break LOCAs

竹田 武司; 大津 巌

Nuclear Engineering and Technology, 50(6), p.829 - 841, 2018/08

An experiment was conducted for OECD/NEA ROSA-2 Project using LSTF, which simulated 17% hot leg intermediate-break LOCA in PWR. Core uncovery started simultaneously with liquid level drop in crossover leg downflow-side before loop seal clearing, and water remaining occurred on upper core plate. Results of uncertainty analysis with RELAP5/MOD3.3 code clarified influences of combination of multiple uncertain parameters on peak cladding temperature within defined uncertain ranges. An experiment was performed for OECD/NEA PKL-3 Project with PKL. The LSTF test simulated PWR 1% hot leg small-break LOCA with steam generator secondary-side depressurization as accident management measure and nitrogen gas inflow. Some discrepancies appeared between the LSTF and PKL test results for primary pressure, core collapsed liquid level, and cladding surface temperature probably due to effects of differences between LSTF and PKL in configuration, geometry, and volumetric size.

論文

Behavior of high-burnup advanced LWR fuels under design-basis accident conditions

天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

JAEA has conducted a research program called ALPS-II program for advanced fuels of LWRs. In this program, the tests simulating a RIA and a LOCA have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in European commercial reactors. The failure limits of the high-burnup advanced fuels under RIA conditions have been obtained by the pulse irradiation tests at the NSRR in JAEA. The information about pellet fragmentation etc. during the pulse irradiations was also obtained from post-test examinations on the test rods after the pulse irradiation tests. As for the simulated LOCA test, integral thermal shock tests and high-temperature oxidation tests have been performed at the RFEF in JAEA. The fracture limits under LOCA and post-LOCA conditions etc. of the high-burnup advanced fuel cladding have been investigated, and it was found that in terms of these materials the fracture boundaries do not decrease and the oxidation does not significantly accelerate in the burnup level examined.

論文

The Effect of oxidation and crystal phase condition on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 cladding tube-under transient-heating conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.112 - 122, 2016/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:42.29(Nuclear Science & Technology)

In order to investigate the effect of oxidation and crystal phase condition on the ballooning and rupture behaviors of cladding tube under simulated loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions, laboratory-scale experiments were performed in which internally pressurized non-irradiated Zircaloy-4 (Zry-4) cladding specimens were heated to burst in steam and argon gas conditions. Values of the maximum circumferential strain were normalized by dividing them by engineering hoop stress at the time of rupture. The dependence of the normalized value on burst temperature and the relationship between the normalized value and the length, width and area of rupture opening were evaluated. The correlation between the normalized value and the burst temperature suggested that the fraction of the $$beta$$ phase in Zry-4 cladding specimens affected the strain in the specimens and the oxidation of specimens suppressed the amount of ballooning of the specimens. The relationship between the normalized value and the length, width and area of rupture opening indicated that the length, width and area of rupture opening depended on the crystal phase condition in Zry-4 cladding specimens irrespective of atmosphere in the case of the heating rate of $$sim$$3 K/s.

論文

BWR loss-of-coolant accident tests at ROSA-III with high temperature emergency core coolant injection

中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.169 - 179, 1988/02

沸騰水型原子炉(BWR)の冷却材喪失事故(LOCA)に於いて、緊急炉心冷却装置(ECCS)の炉心冷却性能に対する、注入冷却材(ECC)温度変化の効果を、ROSA-III総合実験装置を用いて実験的に調べた。その結果、ECCは、注入温度に依らず炉心に到達する前にほぼ飽和となり、ECCSの炉心冷却性能には直接影響を与えなかったものの、間接的には、圧力の変化に対する影響を通して熱水力挙動にいくつかの変化を与えた。それらは、ECCSの破断後注入開始時間や注入流量、炉心入口でのフラッディング等である。燃料被覆管最高温度は、大破断(200%)、小破断(5%)共にECC温度変化の影響を受けなかった。

論文

Assessment of core thermo-hydrodynamic models of REFLA-1D code with CCTF data for reflood phase of PWR-LOCA

大久保 努; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(12), p.983 - 994, 1985/12

 被引用回数:17 パーセンタイル:12.4(Nuclear Science & Technology)

REFLA-1Dは、PWRのLOCA時再冠水過程の熱水力挙動を解析する計算コードである。本コードは、最適評価コードの範疇に入っている。本コードの炉心熱水力モデルは、原研の小型再冠水実験装置やFLECHTの装置等の小型実験装置で得られたデータを用いて開発された。これらの装置の1000MWe級PWRに対する縮尺比は、各々1/2500と1/370である。これら小型装置のデータに対する検証計算では、比較的良い一致が得られた。しかし、本コードの熱水力モデルがPWRのような大型のシステムに対して適用可能であることを確かめておく必要がある。そこで、REFLA-1D計算を行い、本コードの炉心熱水力モデルを原研の縮尺比1/21の大型再冠水実験装置であるCCTFのデータにより検証した。本論文では、この検証を示し、REFLA-1Dコードの炉心熱水力モデルが大型のシステムの再冠水挙動の解析に適用できることを示している。

報告書

JMTRにおけるLOCAの熱水力解析

桜井 文雄; 小山田 六郎

JAERI-M 85-001, 33 Pages, 1985/02

JAERI-M-85-001.pdf:0.74MB

JMTR炉心の高濃縮度燃料(濃縮度:93%)から中濃縮度燃料(濃縮度:45%)への転換に係る安全審査において、LOCAの再評価が求められた。そして、1次冷却系配管の両端破断によるLOCAの熱水力的検討の結果、以下の事項が確認された。(1)燃料は炉心の冠水が維持されれば焼損しない。(2)1次冷却系配管の両端破断によるLOCAにおいて炉心が空気中に露出するのを防ぐためには、1次冷却系配管の小破断を想定して設置されている現行のサイフォンブレーク弁($$phi$$25mm)を大口径のもの($$phi$$60mm以上)に交換する必要がある。 サイフォンブレーク弁のサイズを検討するために、計算コードSBAC(Siphon Breaker Analysis Code)を作成した。本コードの精度は5%以内であることが検証実験により確認できた。

報告書

Evaluation Report on CCTF Core-I Reflood Tests Cl-16(Run 25),Cl-21(Run 40)and Cl-22(Run 41); Comparison of Rresults Between FLECHT Coupling Tests and FLECHT-SET Test

村尾 良夫; 須藤 高史; 井口 正

JAERI-M 83-065, 113 Pages, 1983/05

JAERI-M-83-065.pdf:2.07MB

円筒炉心試験装置(CCTF)内の現象が他の試験装置内の現象と類似のものであることを確証するため、FLECHT-SET実験3105B,2714B,3420Bを模擬した試験条件で3回のCCTF試験を行った。ダウンカマおよび、上部プレナムの蓄水、健全ループの圧力損失は、CCTFとFLECHT-SETとで同じであったが、破断ループの圧力損失、及びそれによって生じたシステム内の水力的振動、炉心内の熱水力挙動は両者で異なっていた。これらの違いは、主としてC C T Fにおける破断コールドレグでの圧力損失によってもたらされたことがわかった。FLECHT-SET実験においては、構造の違い、装置の運転法の違いによりこの圧力損失は現われなかった。従って、両試験装置の構造、運転法の違いを考慮に入れれば、両試験装置で観測された現象は互に類似のものであると結論できる。

報告書

再冠水過程における原子炉炉心内熱水力現象の研究

村尾 良夫

JAERI-M 83-032, 176 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-032.pdf:5.15MB

本論文は、軽水炉冷却材喪失事故時の再冠水過程における炉心内熱水カ現象の物理的現象把握に基づくモデルについて述べたものである。先ず、流動様式を決定し、各流動領域の熱水カモデル、クエンチモデルを導いた。一次元強制注水再冠水実験を実施し、そのデータにより個々のモデルの評価を行い、必要なものには修正を加えた。それらのモデルを一次元再冠水解析コードに組込み、上記の実験および他の体系での実験シミュレーション計算を行い、結果を実験データと比較してモデルの総合評価を行った。その結果、本モデルは部分的な改良の余地はあるが、全体としては、現象を正しく記述していることがわかった。

報告書

Evaluation Report on CCTF Core-I Reflood Tests C1-17(Run 36)and C1-20(Run 39); Thermally-Multidimensional Effects on Core Thermo-Hydrodynamics

村尾 良夫; 井口 正

JAERI-M 83-028, 106 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-028.pdf:1.98MB

PWRの冷却材喪失事故時の再冠水過程について安全解析を行う場合、炉心熱水力挙動は単一流路により構成された炉心内の現象として解析が行われている。このような取扱いの妥当性を確認するために、炉心中心軸に対して、出力分布、初期温度分布を非対称にした試験を行い、軸対象の試験結果と比較した。これらの試験では、炉心平均出力、初期炉心保有熱エネルギーを含む試験条件は、等しくなるように設定された。得られた主な結果は次の通りである。(1)炉心下3分の2では、炉心下端からのクエンチが生じ、この部分では、熱的に非対称な条件でも炉心内の水力挙動は対称的であり、蓄水挙動は軸方向に一次元的に表現できる。システム挙動に対しては、非対称熱的効果はない。(2)炉心のより上方のでは、炉心上端からのクエンチは局所的に生じた。

論文

Analysis of direct contact condensation of flowing steam onto injected water with a multifluid model of two-phase flow

秋本 肇; 小澤 由行*; 井上 晃*; 青木 成文*

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(12), p.1006 - 1022, 1983/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:33.76(Nuclear Science & Technology)

加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時蓄圧タンク内の過冷却水が注入されると、コールドレグでは蒸気と注入水の直接接触による激しい凝縮が起こる。注水領域における凝縮現象と蒸気と冷水の混合過程を解明するために、二相流の多流体モデルを基礎とした流動モデルをたて検討を行なった。(a)注入水の微粒化による液滴生成(b)液滴上への蒸気の凝縮(c)死水生成による縮流(d)液滴の再付着を考慮したモデルを用いて、測定された注水領域の液膜温度分布と圧力分布を定量的に説明できた。計算結果から、蒸気の凝縮速度は注水口近傍で生成される液滴径と注水領域での最大液滴質量率に最も依存することがわかった。また入口熱水力条件が凝縮速度に及ぼす影響に関し、実験と定性的に一致する結果が得られた。入口蒸気流量が高くなる程凝縮速度が大きくなるのは、微細な液滴が効率よく生成されるためであることが判明した。

報告書

CCTF Core I Test Results

村尾 良夫; 須藤 高史; 秋本 肇; 井口 正; 杉本 純; 藤木 和男; 平野 見明

JAERI-M 82-073, 31 Pages, 1982/07

JAERI-M-82-073.pdf:0.92MB

55年度に行われた大型再冠水円筒炉心第1次炉心試験のうち、次の試験についての結果を述べた。(1)多次元効果試験(2)評価モデル試験(3)FLECHT結合試験(1)について・は,炉心熱水力挙動の一次元性について検討した。(2)については、評価モデルコードによる計算結果との比較、又、(3)については,対応するFLECHT-SET実(Run2714B)との比較を行った。

報告書

大型再冠水円筒炉心試験・第1次炉心・54年度試験; 試験結果の解析

村尾 良夫; 秋本 肇; 大久保 努; 須藤 高史; 平野 見明

JAERI-M 82-002, 144 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-002.pdf:3.18MB

54年度分として行った19回の試験結果にもとづいて行った解析の結果について中間報告としてまとめたものである。試験結果から次の事柄が見い出された。(1)安全評価基準に基づくモデル(EMモデル)と試験結果との比較により、ダウンカマ部を除き、全体としては、現在のEMモデルを肯定し、かつ、各部分に保守性が見い出された。(2)ダウンカマについては、水位の上昇速度が低く、飽和値又は、溢水位に達するのに12時間がかかったが、これは、ECC水の注水流量の設定値が保守的すぎるためと考えられ、今後の注水流量を変えた試験により確かめることとした。(3)ループシール蓄水試験は、電源遮断設定温度が低く、中断した。今後、再試験を行う。(4)今後行うべき試験についてまとめた。

論文

Experimental modeling of core hydrodynamics during reflood phase of LOCA

村尾 良夫; 井口 正

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(8), p.613 - 627, 1982/00

 被引用回数:20 パーセンタイル:13(Nuclear Science & Technology)

再冠水過程の炉心の全体的水力挙動を定量的に検討した。炉心水力挙動について次のモデルが提案された。1)クエンチフロントで水及び蒸気質量流束が存在する場合、液滴分散流が現われる。2)クエンチフロントの下流のボイド率は、時間とともに徐々に減少する。3)最終的にボイド率は、修正Cunningham&yehおよび修正Lockhart-martinelli相関式で約$$pm$$30%の誤差で予測できる値に漸近する。4)注目する領域がクエンチした後においても、ボイド率は、同じ相関式で予測できる。両相関式は、新たに開発されたものである。

論文

Experimental study of system behaivior during reflood phase of PWR-LOCA using CCTF

村尾 良夫; 秋本 肇; 須藤 高史; 大久保 努

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(9), p.705 - 719, 1982/00

 被引用回数:31 パーセンタイル:7.06(Nuclear Science & Technology)

再浸水、再冠水現象を調べる為に行なわれた円筒炉心試験装置(CCTF)試験結果の解析を行い、次の結論を得た。1)観測された現象は、いくつかの点を除き、PWRの安全評価のための評価モデルと類似なものである。2)異なる点は、上部プレナムの蓄水、ダウンカマの非常用炉心冷却水のバイパス、ダウンカマ有効水頭の減少、破断コールドレグ及び接続された配管内の圧力損失である。

論文

Development of computer code PRECIP-II for calculation of Zr-steam reaction; Comparison of calculation with experiments in temperature transient

鈴木 元衛; 川崎 了

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(4), p.291 - 300, 1980/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:40.31(Nuclear Science & Technology)

軽水炉のLOCA時のジルカロイ被覆管の水蒸気酸化を計算するコードPRECIP-IIを開発した。本コードは、SIMTRAN-Iの改良バージョンであるが、主に境界条件の取扱い方を改良し、温度降下時における相変化を考慮した計算を可能にした。さらに、実験と計算における反応速度定数を一致させるため、主に$$alpha$$相の$$alpha$$-Oxide界面の酸素固溶量の値を修正した。酸化実験と同様の温度履歴における計算を行い、重量増加,酸化物層,$$alpha$$相層の各厚み、について、比較を行った。その結果、実験データと計算値は、その差が$$pm$$10%以内に大部分おさまるという、比較的良い一致をみた。

論文

An Analysis of transients in experiments on loss-of-coolant accidents

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。

論文

高速二相流に関する研究,4; 大口径薄刃オリフィスの二相流出係数

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$$_{D}$$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$$_{D}$$と高圧貯槽クオリティX$$_{0}$$との関係は、X$$_{0}$$$$ast$$0の領域では、X$$_{0}$$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$$_{0}$$=0の領域では、X$$_{0}$$の減少と共に、C$$_{D}$$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$$_{D}$$は小さくなった。この理由としては、X$$_{0}$$$$ast$$0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$$_{0}$$=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。

口頭

Study on the effect of azimuthal temperature difference on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 cladding tube under transient-heating conditions

成川 隆文

no journal, , 

Laboratory-scale burst tests on non-irradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens were performed under transient-heating conditions using an external heating method. Then the obtained data were compared to those from a previous study, where an internal heating method was used. This comparison suggests that the amount of deformation in the ballooned region may be estimated based on engineering hoop stress, azimuthal temperature difference in the cladding, and the maximum circumferential strain divided by engineering hoop stress, $$k$$, which was obtained in this study, irrespective of heating method. The size of rupture opening may be affected by both the azimuthal and axial temperature differences in the cladding.

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