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浅香 英明; 大津 巌; 安濃田 良成; 大貫 晃; 久木田 豊*
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(2), p.113 - 119, 1998/02
被引用回数：10 パーセンタイル：62.53(Nuclear Science & Technology)原子炉冷却系の減圧操作は、種々の事故シナリオにおいて炉心の冷却を維持する上で有効であると考えられている。特にPWRの2次系減圧操作は、1次系の冷却材損失を防ぎつつ炉心冷却を促進できる観点から注目されている。PWR小破断LOCA時に高圧注入系の全系統が不作動の場合について、2次系減圧速度と破断面積が炉心水位挙動に与える影響についてLSTF実験とREFLA/TRACコードによる解析により調べた。その結果、2.5%以下の任意の破断について、炉心の著しい温度上昇を防ぐためには約200K/h以上の2次系減圧操作が必要であることを明らかにした。また、2次系減圧操作時における1次系内の特徴的な熱水力挙動を明らかにした。
大貫 晃; 秋本 肇
Proc. of 5th Int. Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics,Operations and Safety, 00(00), p.1 - 6, 1997/04
PWR-LOCA再冠水期の熱伝達促進現象は、被覆管最高温度を予測する上で重要な現象である。原研で実施した大型再冠水試験では高出力バンドルでの熱伝達が促進された。本研究では、大型再冠水試験でのデータを使い、熱伝達促進現象に対する多次元二流体モデルコードREFLA/TRACの予測性能を評価した。炉心内での循環流の形成が予測され、高出力バンドルでの液上昇流速は低出力バンドルでのものより高くなった。高液上昇流速により熱伝達促進が予測され、その程度は半径方向出力分布形状によらず良くデータと一致した。REFLA/TRACコードの多次元モデルはPWR-LOCA再冠水期の熱伝達促進現象の予測に適用できる。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-M 94-037, 66 Pages, 1994/03
REFLA/TRACコードは、軽水炉内の熱水力挙動解析のために原研で開発を進めている最適予測コードである。REFLA/TRACコードは米国で開発されたTRAC-PF1/MOD1コードを骨組みとし、再冠水モデル、凝縮モデル、界面摩擦モデル等を原研で改良したものである。これまでに改良モデルの妥当性を種々の分離効果試験データを用いて検証してきた。本報告はPWR大破断LOCA事象に対する予測性能をLOFT L2-5試験データを用いて総合的に評価した結果をまとめたものである。計算結果と測定結果とを比較検討した結果から、REFLA/TRACコードにより、破断流量、非常用炉心冷却水のバイパス量、被覆管温度履歴等の主要なパラメータを良好に予測できることがわかった。その結果、REFLA/TRACコードによりPWR大破断LOCA時のシステム内熱水力挙動を安定かつ高速に実用上十分な精度で予測できることを確認できた。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-M 93-240, 83 Pages, 1993/12
加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の炉心内熱水力挙動に対するREFLA/TRACコード1次元再冠水モデルの予測性能を評価するために、小型再冠水試験、平板炉心試験及び円筒炉心試験から選んだ12の試験を対象として、試験後解析を行った。炉心入口サブクール度、炉心冠水速度、装置形状、炉心出力、系圧力、初期被覆管温度等のパラメータ効果を含め、炉心ボイド率分布及び被覆管温度履歴をREFLA/TRACコードにより良好に予測できた。最高被覆管温度は50K以下の誤差で予測できた。これらの評価結果により、加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時に想定されている種々の条件において、REFLA/TRACコードにより炉心内熱水力挙動を精度よく予測できることを検証できた。
新谷 文将; 岩村 公道; 大久保 努; 秋本 肇; 村尾 良夫
日本原子力学会誌, 34(8), p.776 - 786, 1992/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本報では反応度の異常事象について解析し、扁平二重炉心型高転換軽水炉の概念の成立性の評価を行った結果を述べる。反応度の異常事象として、最も過酷な事故と考えられる制御棒クラスタ飛び出し事故を選定し、REFLA-TRACコードによる解析を行った。解析条件の設定及び評価基準は、従来型PWRに対するものを適用して解析及び結果の評価を行った。解析の結果、従来型PWRより更に余裕のあるものであり、当該事象に対する本炉の成立性を確認できた。また、従来炉より更に安全余裕のある結果が得られた理由は、本炉の余剰反応度が従来型PWRより小さいため反応度投入量が小さいという高転換炉の特徴、ならびに炉心が扁平で径が大きいことから制御棒クラスタ数が多くなるため1本当りの反応度価値が小さい、最高線出力密度が低いため燃料温度の上昇が低く抑えられる、及び圧力容器内の冷却材保有量が大きいため圧力上昇が低く抑えられると言う設計の特徴にある事を明らかにした。
