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論文

Secondary-side depressurization during PWR cold-leg small break LOCAs based on ROSA-V/LSTF experiments and analyses

浅香 英明; 安濃田 良成; 久木田 豊*; 大津 巌

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(12), p.905 - 915, 1998/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:76.42(Nuclear Science & Technology)

原子炉冷却系の2次側減圧操作は、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時に高圧注入系が不動作の場合について、2次側減圧操作の有効性をROSA-V/LSTF実験とRELAP5解析により検討した。2次側減圧速度と減圧開始時間が炉心水位や燃料被覆管表面最高温度(PCT)に与える影響を種々の破断面積について解析的に調べた。その結果、PCTは破断面積が1%から1.5%の間で最も高くなることが示された。また、極大PCTを制限するための減圧速度と減圧開始時間に関する条件を明らかにした。さらに、減圧速度の限界についても論じられている。

報告書

原子力コードのVPP500におけるベクトル化、並列化及び移植,移植編; 平成8年度作業報告書

根本 俊行*; 川崎 信夫*; 田辺 豪信*; 渡辺 秀雄*; 川井 渉*; 鈴木 信太郎*; 原田 裕夫; 庄司 誠; 久米 悦雄; 藤井 実

JAERI-Data/Code 97-055, 161 Pages, 1998/01

JAERI-Data-Code-97-055.pdf:4.57MB

本報告書は、平成8年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードのVPP500における高速化及び移植作業のうち移植作業部分について記述したものである。原子力コードのVPP500における高速化及び移植作業は、平成8年度に11件行われた。これらの作業内容は、同種の作業を行うユーザに有益な情報を提供することを意図して、「並列化編」、「ベクトル化編」、「移植編」の3冊にまとめられている。本報告書の「移植編」では、軽水炉安全解析コードRELAP5/MOD3.2及びRELAP5/MOD3.2.1.2、原子核データ処理システムNJOY、2次元多群ディスクリート・オーディネーツ輸送コードTWOTRAN-IIに対して行った移植作業と汎用図形処理解析システムIPLOTに対して行った移行調査作業について記述されている。

論文

RELAP5/MOD3 code analyses of LSTF experiments on intentional primary-side depressurization following sblocas with totally failed HPI

熊丸 博滋*; 久木田 豊*; 浅香 英明; M.Wang*; 大谷 悦男*

Nuclear Technology, 126(3), p.331 - 339, 1998/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:59.15(Nuclear Science & Technology)

ROSA-V LSTF実験及びRELAP5/MOD3コード解析により、小破断LOCA時に炉心冷却を維持する手段として、PWR1次系の減圧操作が有効であるかを調べた。ここでは、HPIの全故障を仮定した。レグ断面積の2.5%以上のコールドレグ破断では、破断口からの冷却材流出により、1次系はACC及びLPI作動圧力まで低下し、炉心燃料棒表面温度は~1000K以下に維持される。しかし、1%以下の破断では、ACCを作動させるには追加的な減圧が必要である。加圧器のPORVを使用した減圧は1次系をACC及びLPI注入圧まで低下するのに有効であるが、その場合でも燃料棒表面温度は1473Kの安全基準近くまで上昇する。

論文

PWR small break Loss-of-Coolant-Accident Experiment at ROSA-V/LSTF with a combination of secondary-side depressurization and gravity-driven safety injection

与能本 泰介; 近藤 昌也; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(6), p.571 - 581, 1997/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:44.26(Nuclear Science & Technology)

小破断事故の影響緩和を目的とした二次系自動減圧と重力注入系(GDIS)の組み合わせ使用の有効性を、ROSA-V/LSTF装置を用いて2インチ配管破断実験を行うことにより検討した。この組み合わせは、いくつかの次世代加圧水型炉の設計において、使用されている。この実験では、現行炉の蓄圧安全注入系のかわりとして本研究で提案する減圧沸騰型安全注入系(FDIS)の試験も行った。その結果、1)二次系減圧により一次系はGDIS作動圧力にまで滑らかに減少する、2)FDIS作動による減圧阻害は見られない、さらに、3)自然循環流量は、一次系質量インベントリ、二次系温度の変化、さらに溶存ガスの析出による伝熱管での不凝縮ガスの蓄積に影響を受ける、ことを明らかにした。さらに、RELAP5/MOD3コードを用いた実験解析から、本コードは圧力挙動を良く予測するが、蒸気発生器伝熱管での非一様な流動挙動や、溶存ガス挙動に関するモデルを有しないために、自然循環流動を適切に予測できないことを明らかにした。

論文

Analysis of wall heat capacity effects on core makeup tank drain-down behavior in ROSA/AP600 experiments

近藤 昌也; 与能本 泰介; 浅香 英明; 久木田 豊*; R.Schultz*

Proc. of 1997 Int. Meeting on Advanced Reactors Safety, 0, p.217 - 224, 1997/06

ウェスティングハウス社製のAP600炉に関する総合模擬実験中に見られた炉心補給水タンク(CMT)の熱水力挙動についてRELAP5/Mod3(Ver.3.2)を用いて解析した。解析の結果、CMT自然循環流量は良好に予測できること、CMT上部の軸方向の混合が計算できないために温度成層を予測するには問題があることを明らかにした。また、CMT壁の過大な熱容量は、ADS(自動減圧系)の故障により減圧速度が極端に小さい場合や、比較的破断口が大きなために温度成層が発達する前に注入が始まる場合において、CMT注入挙動に影響を与えることを明らかにした。これらの実験では、CMT壁面において蒸気が凝縮し、CMT注入速度を制限した。

論文

Analysis of ROSA-IV/LSTF 10% main steam line break test RUN SB-SL-01 using RELAP5/MOD3

H.Lee*; H.Seong*; G.Park*; 熊丸 博滋; 久木田 豊

Proc. of ASME$$cdot$$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。

論文

RELAP5/MOD3 code analyses of LSTF tests on intentional primary system depressurization following PWR small-break LOCA

熊丸 博滋; 浅香 英明; M.Wang*; 久木田 豊

Validation of Systems Transients Analysis Codes (FED-Vol. 223), 0, p.129 - 136, 1995/00

PWRの1/48モデルであるROSA-V/LSTFを用いて、全HPI故障の小破断LOCA及び意図的1次系減圧に関する総合実験を行っている。コールドレグ流路面積の0.5~10%を破断面積とした全HPI故障のコールドレグ小破断実験5つ及び意図的減圧シーケンス2つを、著者らの改良を含むRELAP5/MOD3コードで解析した。実験データ及び解析結果より以下のことが明らかになった。(1)2.5%以下の破断では、1次系減圧が遅く継続した炉心温度上昇が発生し、ACCの作動が遅れる。(2)加圧器のPORV(1%破断面積に相当)による1次系の減圧は、2.5%以下の破断面積では有効であるが、2.5%以上の破断では不要である。しかし、2.5%以下の破断では、意図的減圧を行っても、ACC作動開始後しかしLPIの連続注入開始前に過渡の炉心温度上昇が発生する可能性がある。

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

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。

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