検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 17 件中 1件目~17件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

原子力におけるヒューマンモデル研究の現状と応用領域の展望,3-4; 日本原子力研究所における状況

吉田 一雄

日本原子力学会誌, 41(1), p.10 - 11, 1999/00

ヒューマンファクタ研究の一環として実施しているマンマシンシステムの評価の研究の中で、評価のためのツールとして計算機を用いたマンマシンシステム動特性シミュレーションシステム:JACOSの開発を進めている。システムは、異常時における運転員の状況の把握、対応策の決定などの認知過程のシミュレーションを目指している。これまでに異常時の原子炉システムの挙動をシミュレーションする原子炉モデルとそのときの運転員の認知的ふるまいをシミュレーションする運転員モデルで構成されるシステムの原型版を作成した。運転員モデルは、人工知能技術を利用して異常時の認知過程、知識表現と探索法、認知特性等をモデル化した新たなプログラムを開発した。原子炉モデルとしては、詳細熱水力解析コード:RELAP5/MOD2とPWR簡易シミュレータの計算プログラムを結合したプログラムを作成した。

論文

Intentional depressurization of steam generator secondary side during a PWR small-break loss-of-coolant accident

浅香 英明; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(2), p.101 - 110, 1995/02

 被引用回数:16 パーセンタイル:81.44(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。本報は、PWRの小破断LOCA時における蒸気発生器(SG)2次側の意図的減圧操作のもたらす結果について、ROSA-IV/LSTF装置を用いて実験的に調べたものである。実験では、炉心上部が露出した直後に運転員がSG2次側逃し弁を開固定した。その結果、1次系圧力は、2次側圧力に追随しながら蓄圧注入系(ACC)の注入圧力まで低下した。しかし、この減圧操作により圧力容器内の冷却材の一部が減圧SG側ループ内に移動し蓄積するため、炉心水位が低下すること(悪影響)も明らかになった。原研改良版RELAP5/MOD2コードにより1次系及び2次系の圧力挙動が良く予測できた。

論文

Analysis of system thermal hydraulic responses for passive safety injection experiment at ROSA-IV/Large Scale Test Facility using JAERI modified version of RELAP5/MOD2 code

浅香 英明; 与能本 泰介; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(12), p.1265 - 1274, 1994/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:36.42(Nuclear Science & Technology)

ROSA-IV計画LSTF装置を用いて、加圧水型原子炉の小破断冷却材喪失事故(LOCA)における重力注入式非常用炉心冷却系(ECCS)の作動を模擬した実験を行った。注入系は、1次系と同一圧力に加圧された低温水を満たしたタンクと、1次系との接続配管(タンク底部と圧力容器ダウンカマを接続する注入ラインと、コールドレグとタンク頂部を接続する圧力平衡ライン)により構成される。タンクからの注入は、タンク内の低温水の静水頭と、圧力平衡ライン内の高温水の静水頭との差によって生じ、圧力平衡ライン内の流れが二相流になった後は、注入流量が振動的となった。著者らが改良を加えたRELAP5/MOD2コードを用いた解析により本実験の全体挙動は概ね良好に再現された。この解析によれば、注入流量の変動の原因は圧力平衡ライン内の保有水量の変動にある。

報告書

加圧水型炉の蒸気発生器伝熱管破断事故における破断流量の評価

黒田 猛*; 渡辺 正; 久木田 豊

JAERI-M 93-236, 34 Pages, 1993/12

JAERI-M-93-236.pdf:0.95MB

蒸気発生器伝熱管破断事故(SGTR)は、加圧水型炉(PWR)の設計基準事象の一つで、安全評価では伝熱管一本の瞬時両端破断を想定する。この場合の破断流量は1次-2次系間の差圧、1次冷却材の未飽和度、破断発生位置に依存する。本報告では、原研のLSTF装置にて実施したSGTR実験の解析よりRELAP5/MOD2コードの破断流量予測性能の検証を行い、さらにこのコードを用いて実機における破断流量を予測した結果について述べる。実験解析においては、コードは二相臨界流を生ずる場合を含め、二相流、単相流の破断流量を良好に再現した。実機のSGTR解析では、破断が低温側管板直上における場合に破断流量が最大となる結果が得られた。また、破断流量予測の簡便な方法として、破断伝熱管の管摩擦を考慮する代りに、1より小さい流量係数を乗じる方法があるが、この方法では入口未飽和度による破断流量の変化を詳細に予測できないことが示された。

報告書

ROSA-IV/LSTFによる蒸気発生器伝熱管損傷事象設計基準事象実験のRELAP5/MOD2コードによる解析

渡辺 正; M.Wang*; 久木田 豊

JAERI-M 93-039, 26 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-039.pdf:0.85MB

ROSA-IV/LSTFを用いて行われた蒸気発生器伝熱管損傷事象(SGTR)に関する安全解析の想定条件にほぼ沿った実験(実験番号SB-SG-07)の解析を、RELAP5/MOD2コードを用いて行い、SGTR事象に特徴的な現象に対するコードの予測性能の評価を行った。解析結果は実験における重要なパラメータの変化を良好に再現した。ただし、本解析では破断ライン内流体初期温度をホットレグ流体温度より低く設定したところ、破断流量は破断直後やや過大評価された。また、加圧器逃し弁(PORV)開による1次系減圧時の加圧器水位の上昇は過小評価され、PORV閉後の1次系圧力上昇は過大評価された。RELAP5/MOD2を用いたSGTR事象解析によって、水平層状流の判定基準、垂直層状流の界面熱伝達モデルなどの問題点が明らかとなった。

報告書

ROSA-IV/LSTFによる美浜2号機蒸気発生器伝熱管損傷事象模擬実験のRELAP5/MOD2コードによる解析

渡辺 正; 久木田 豊

JAERI-M 93-008, 23 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-008.pdf:0.84MB

ROSA-IV計画/LSTF装置を用いて行われた美浜2号機蒸気発生器伝熱管損傷事象(SGTR)模擬実験(実験番号SB-SG-06)の解析をRELAP5/MOD2コードを用いて行った。本解析の目的は、SGTR実験解析に対する計算コード、及び入力データの評価を行い、SGTR事象に特徴的な現象に対するコードの予測性能の確認を行うことである。解析の結果、破断流量、1次系圧力、流体温度、自然循環流量等は非常に良く再現されたが、蒸気発生器(SG)2次側の水位、及び破断側SG2次側の圧力上昇が過大評価された。また、加圧器水位喪失後に加圧器内の蒸気がホットレグに進入する現象は解析でも見られたものの、ホットレグのボイド率は過小評価された。これらの結果をとおして垂直層状流モデル、及び水平層状流判定条件の問題点について議論した。

論文

Experiment and analyses of PWR station blackout transient involving pump seal leak

渡辺 正; 久木田 豊

Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.1232 - 1239, 1993/00

加圧水型原子炉(PWR)の全電源喪失/給水喪失(TMLB)時に1次冷却材ポンプのシール部から冷却材の漏洩が起こると、TMLBシナリオで想定される過渡変化中の冷却材の分布及び流動状態が変化する。そこで、ROSA-IV/LSTF装置を用いてTMLB時のポンプシール破損模擬実験を行い(TR-LF-06)1次系の熱水力的挙動について調べ、さらにRELAP5/MOD3及びMOD2を用いて解析を行いコードの比較、評価を行った。実験ではTMLB時の6000秒の時点でのポンプシール破損を0.1%コールドレグ破断により模擬した。破断後、1次系圧の一時的な低下とホットレグの飽和、自然循環の停止、模擬燃料温度の一時的上昇とループシールクリアリング等が観察され、ホットレグを通る蒸気流動が継続することが確認された。本実験は両コードにより良好に再現されたが、MOD3ではSG初期水位を実験値より低く設定する必要があった。

論文

Primary feed-and-bleed experiments at ROSA-IV LSTF

浅香 英明; 久木田 豊

Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.1361 - 1367, 1993/00

ROSA-IV/LSTF装置を用いて0.5%小破断冷却材喪失事故(LOCA)時及び全給水喪失(LOFW)事故時における1次系フィードアンドブリード実験が行われた。LOCAのケースでは高圧注入系と補助給水系の故障を仮定している。いづれのケースでも事故途中に運転員が手動で加圧器逃がし弁(PORV)を全開(bleed)することにより1次系の減圧を行いECC水の注入(feed)を促進した。その結果、1次系圧力は速かに低下し蓄圧注入系からサブクール水が注入された。また、PORV開後ホットレグから加圧器内へ多量の水が流入し、加圧器水位は高く維持された。このような過渡変化中の1次系内質量とエネルギーのバランスについても論じられている。RELAP5/MOD2(原研改良版)による解析で実験で見られたシステム熱水力挙動が良好に再現された。これらの実験と解析を通じて1次系フィードアンドブリード運転の有効性が示された。

報告書

原子力コードのベクトル化と改良; MEUDAS4,FORCE,STREAM V2.6,HEATING7-VP,SCDAP/RELAP5/MOD2.5,NBI3DGFN

根本 俊行*; 鈴木 孝一郎*; 磯辺 信雄*; 町田 昌彦*; 長内 誠志*; 横川 三津夫

JAERI-M 92-142, 117 Pages, 1992/09

JAERI-M-92-142.pdf:2.45MB

本報告はトカマク平衡及び局所MHD安定性解析コードMEUDAS4(CR版、及びFFT版)、磁界解析コードFORCE、3次元熱流体解析コードSTREAM V2.6,自由電子レーザーコードのベクトル化、及び3次元熱解析コードHEATING7-VP,炉心燃料損傷コードSCDAP/RELAP5/MOD2.5、イオンビーム軌道計算コードNBI3DGFNの改良について述べる。オリジナル版のスカラモードに対するベクトル化版の速度向上は、MEUDAS4で2.3~4.9倍、STREAM V2.6で1.9~5.4倍、FORCEで2.6~6.2倍、自由電子レーザーコードで1.9倍が得られた。また、コードの改良では、HEATING7-VPに対し解析領域設定の機能強化、SCDAP/RELAP5/MOD2.5に対してAE化を行なった。

論文

Analysis of experiment simulating Mihama Unit-2 steam generator U-tube rupture incident by using RELAP5/MOD2

渡辺 正; 久木田 豊

Best Estimate Safety Analysis, p.1 - 7, 1992/00

ROSA-IV/LSTFを用いて行われた美浜2号機蒸気発生器伝熱管損傷事象(SGTR)模擬実験の解析を、現象の理解及び計算コードの評価のため、RELAP5/MOD2を用いて実施した。初期定常状態、及び運転操作条件は実験と同一とした。破断流の計算にはコード内蔵の臨界流モデルを用い、放出係数は1.0とした。破断流量、及び一次系圧力は実験結果と良く一致し、原子炉トリップ、SI信号発信のタンミングは良好に計算された。そのため、ポンプトリップ、及びECCS作動のタイミングは実験とよく一致した。過渡変化中に一次系内で沸騰は計算されなかった。感度計算により、SGTR実験は加圧器の位置(健全側ループにあるか破断側ループにあるか)にはほとんど影響されないことが示された。加圧器の影響は、高温の水及び蒸気の流出によるホットレグへの気泡の混入、及び冷却水の温度上昇であることが明らかとなった。

論文

Temporary core liquid level depression during a cold-leg small-break loss-of-coolant accident; The effect of break size and power level

小泉 安郎*; 熊丸 博滋; 三村 裕一*; 久木田 豊; 田坂 完二*

Nuclear Technology, 96, p.290 - 301, 1991/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.48(Nuclear Science & Technology)

ROSA-IV/LSTF装置において、破断面積を0.5%から10%に変化させて、また炉心出力減衰を保守的(高く)及び現実的(低く)見積もった場合について、計6回のコールドレグ破断実験を行なった。5%以上の破断では、ループシールクリアリング時にSG入口プレナム及びSGUチューブ内に滞水が見られ、このため最低炉心水位はクロスオーバレグ下端よりかなり低くなり、燃料棒表面温度上昇が大きくなった。2.5%以下の破断では上記滞水が無く、最低炉心水位はクロスオーバレグ下端に等しく、炉心露出は小さなものであった。この滞水はSG入口プレナムの入口部及びUチューブの入口部のフラッディングに起因するものであり、RELAP5/MOD2コードによる解析ではこの点の計算に問題があった。SG入口プレナムの入口部、Uチューブの入口部などでの相関摩擦の計算方法を変更することが提案されている。

論文

Intentional depressurization of steam generator secondary side during a PWR small-break loss-of-coolant accident

浅香 英明; 久木田 豊

1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.197 - 202, 1991/00

高圧注入系の不作動を伴うPWR小破断冷却材喪失事故(LOCA)においては、1次系を減圧し蓄圧注入系の作動を促進することが炉心冷却維持のために有効である。本報ではLSTF装置において、コールドレグ0.5%小破断LOCA時に蒸気発生器(SG)2次側逃し弁(ARV)による減圧操作を行った実験の結果、及びRELAP5/MOD2コードによる解析結果について論じている。実験では、炉心露出が生じた時点(2140秒)で破断ループ逃し弁を開固定とした。減圧過程において破断ループSGにおける凝縮量の増加のため破断ループ内に凝縮水が蓄積し、また破断ループSG上昇流側に水のホールドアップを生じた。したがって、圧力容器内の保有水量の減少が減圧操作により一時的に促進された。破断流モデルと気液の相間摩擦計算手法を改良したRELAP5コードにより、実験に見られた1次系内の冷却材分布の複雑な変化と圧力挙動を良く再現できた。

論文

Two-phase natural circulation with reduced secondary water levels in a large-scale PWR simulator

与能本 泰介; 久木田 豊

Numerical Modelling of Basic Heat Transfer Phenomena in Nuclear Systems, p.75 - 82, 1991/00

ROSA-IV計画における大型試験装置LSTFを用いて、蒸気発生器二次側水位をパラメーターとした1次系内の二相自然循環現象に関する実験を行なった。LSTFは、Westinghouse型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、(1)蒸気発生器細管内の流動挙動が、二次側水位の低下に強く影響を受ける事、及び(2)定格の5%に相当する炉心出力が、二次側水位が管板より0.9m以上ある場合には、定常的に除熱されうる事、を示した。RELAP5/MOD2コードにより本実験を解析したところ、蒸気発生器における伝熱量は十分な精度で計算された。しかし細管内のボイド率や流動挙動は、良く計算されず、このため1次系ループ内の自然循環の駆動力のひとつである細管出入口間の差圧を大巾に過大評価した。

論文

User effects on RELAP5/MOD2 analysis of ROSA-IV/LSTF cold-leg break LOCA experiment

渡辺 正; 久木田 豊; 間庭 正樹*

Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, p.349 - 357, 1991/00

コード解析における入力モデル作成時のユーザーの様々な選択が解析結果に及ぼす影響について調べた。小破断LOCA解析の一例としてROSA-IV/LSTFの5%コールドレグ破断実験を、RELAP5/MOD2コードを用いて解析した。炉心と蒸気発生器上昇流側のモデル化、及び破断流のオプションが結果に大きく影響することが示された。これらは解析対象となる物理現象が複雑である場合に、流動様式の変化、或いは相間まさつの評価等のコードの特性が入力モデルによって強調されて現れることが確認された。このようなユーザー効果を少くするためには、計算結果に対する工学的な判断、コード使用上の適切なガイドライン、感度計算の実施等が必要であると結論された。

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。

論文

Results of 0.5% cold-leg small-break LOCA experiments at ROSA-IV/LSTF; Effect of break orientation

浅香 英明; 久木田 豊; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二

Experimental Thermal and Fluid Science, 3, p.588 - 596, 1990/00

 被引用回数:18 パーセンタイル:77.47(Thermodynamics)

LSTFによる0.5%コールドレグ破断向き効果実験(横向き、下向き及び上向き)の結果と本実験をRELAP5/MOD2コードを用いて解析した結果の報告である。実験から、破断向きの相違による一次系内熱水力挙動の相違は小さいことが判った。しかしながら、(二相)破断流量は、下向きの場合よりも横向きの方が大きくなるという興味深い結果が得られた。RELAP5原型版では破断流量の予測性能が不充分であったため、計算された一次系内の熱水力挙動は、実験結果と大きく異なった。同コードの臨界流モデル及び破断口における水/蒸気エントレインメントモデルを改良することにより、予測性能が著しく改善され、破断向きの相違による破断流の相違を定量的に予測することに成功した。本改良コードを用いた解析を通じて、横向きと下向きにおける破断流量の相違は、水位振動に伴う破断流量(クオリティ)の非線形振動に起因することを示した。

論文

Results of 0.5 % cold leg break LOCA experiments at ROSA-IV/LSTF; Effect of break orientation

浅香 英明; 田坂 完二; 小泉 安郎*; 久木田 豊; 与能本 泰介

Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.206 - 213, 1989/10

LSTFによる0.5%コールドレグ破断向き効果実験(横向き、下向き及び上向き)の結果と本実験をRELAP5/MOD2コードを用いて解析した結果の報告である。実験から、破断向きの相違による一次系内熱水力挙動の相違は小さいことが判った。しかしながら、(二相)破断流量は、下向きの場合よりも横向きの方が大きくなるという興味深い結果が得られた。RELAP5原型版では破断流量の予測が不充分であったため、計算された一次系内の熱水力挙動は、実験結果と大きく異なった。同コードの臨界流モデル及び破断口における水/蒸気エントレイメントモデルを改良することにより、予測性能が著しく改善され、破断向きの相違による破断流の相違を定量的に予測することに成功した。本改良コードを用いた解析を通じて、横向きと下向きにおける破断流量の相違は、水位振動に伴う破断流量(orクオリティ)の非線形振動に起因することを示した。

17 件中 1件目~17件目を表示
  • 1