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Tkalin, A. V.*; 荒巻 能史; 外川 織彦; Volkov, Y. N.*
Proceedings of International Symposium on Oceanography of the Japan Sea (CREAMS-2000), p.181 - 187, 2000/00
1999年5/6月に、国際科学技術センターとの協定の下で、ロシア極東水理気象研究所と協力し、日本海のロシア側経済水域内において海洋調査を実施した。本調査では、CTD/MBSによる海洋観測及び海水試料の化学成分分析を行うとともに、放射能測定用の海水及び海底土試料を採取した。また、長期間に渡る海流データを取得するため、係留系を設置し、中層フロートを放流した。本論文は、上記の測定項目のうち、海水及び海底土における放射能核種濃度の測定結果を報告するものである。測定された核種濃度は低く、フォールアウトに起因すると推定された。
Danchenkov, M. A.*; 外川 織彦; Hong, G. H.*
Proceedings of International Symposium on Oceanography of the Japan Sea (CREAMS-2000), p.188 - 192, 2000/00
原研、ISTC及び極東水理気象研究所による共同海洋調査は1999年に第1回目が実施された。本調査では日本海における放射性核種の移行に関する研究が主たる項目である。このために、日本海における水塊及び海水循環の特徴、並びにそれらの時間変動を把握することが重要である。1999年5月末に、このような研究に関する観測が日本海中央部で実施された。通常の12か所の海洋観測のほかに、2機の長期に渡る海洋フロートが放流された。
与能本 泰介; 久木田 豊; R.R.Schultz*
Nuclear Technology, 124(1), p.18 - 30, 1998/10
被引用回数：39 パーセンタイル：92.61(Nuclear Science & Technology)ウエスチングハウス社の新型受動安全炉AP600の静的余熱除去系(PRHR)は、格納容器内燃料取替用水タンク(IRWST)を除熱源とする熱交換器を含む自然循環冷却ループである。ROSA-V/LSTF装置で行ったAP600に関する小破断冷却材喪失事故模擬実験において、PRHRでの除熱量は作動直後から炉心崩壊熱を大きく上回り、このため、炉心温度及び圧力は連続的に低下した。PRHRでの伝熱挙動について、伝熱相関式の適用性を検討するための1次元熱伝達解析、及びIRWST内の流動挙動に関するFLUENTコードを用いて3次元流動解析を行った。その結果、PRHRでの熱伝達量は5%程度の精度で予測され、IRWST内流体温度分布は、温度成層の高さの過小評価以外はよく予測された。さらに、流動分布に関する計算結果より、IRWSTの幾何的形状に関する実機とLSTFの違いがPRHR伝熱挙動に大きく影響を与えるものでは無いことが示された。
C.J.Choi*; 中村 秀夫
Annals of Nuclear Energy, 24(4), p.275 - 285, 1997/00
被引用回数：7 パーセンタイル：52.86(Nuclear Science & Technology)RELAP5/MOD3バージョン3.1.2コードを用い、PWRの炉停止後でミッドループ運転中に、余熱除去系が何らかの原因で停止した場合に生じる事象を模擬したROSA-IV/LSTF実験につき、実験後解析を行った。解析には、コールドレグに5%破断相当の開口部を仮定した実験の結果を用いた。コードは、余熱除去系停止後に生じる炉心での冷却材沸騰開始時刻や、1次系の最高圧力等を良く予測した。しかし、解析では蒸気発生器伝熱管で早期に蒸気凝縮が開始したため、ループシール排除の時刻が遅れた。さらに、コードは振動的な計算結果を生じ、それに起因する数値丸め誤差によって大きなマスエラーを生じた。ただし、1次系の圧力上昇に伴って破断口から流出する冷却材の量が、マスエラーと相殺したため、1次系の圧力や冷却材の量等、主要なパラメータには影響を与えないことがわかった。
G.E.McCreery*; C.M.Kullberg*; R.R.Schultz*; 与能本 泰介; 安濃田 良成
Proc. of 1997 Int. Mechanical Engineering Congress and Exposition, p.97 - 104, 1997/00
ROSA-V/LSTF装置静的余熱除去系(PRHR)における冷却材喪失事故模擬実験の伝熱挙動を、一次元熱伝達計算モデルを用いて解析した。PRHRは、格納容器内燃料取替用水タンク内におかれたC字型伝熱部と一次系との接続配管で構成される自然循環冷却系である。解析結果より、(1)伝熱管内流体温度は提案する伝熱相関式を用いて良く予測できる、(2)伝熱管外表面での伝熱様式は、伝熱管入口でサブクール沸騰、その下流で乱流及び層流熱伝達であると予測される、(3)伝熱性能の低下に関連し当初懸念された沸騰遷移は、熱交換器全体の熱伝達性能に顕著な悪影響を与えるものでない、等が明らかになった。
中村 秀夫; 久木田 豊; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART A), p.237 - 244, 1996/00
ROSA-AP600実験で観察された蓄圧注入系与圧用窒素(N
)ガスのPRHRとCMTへの蓄積条件と、各々の機器の除熱能力に及ぼす影響を、実施した14実験からまとめると共に、CMT内の濃度変化を推定した。AP600では事象の終盤に、蓄圧注入系からNガスが一次系に流入する。その際、PRHRにはADS作動後ホットレグに水位が形成された場合にのみ、CMTには、コールドレグに水位が形成され、かつ均圧ラインが順流の時に各々流入、蓄積することがわかった。ただし、このようなNガスの蓄積は通常ADS作動後に生じるため、系への影響は小さいことがわかった。CMTへの蓄積は逆に、円滑な冷却材の注入を促すことがわかった。更に気相密度の安定成層を仮定し、温度分布から求めたCMT内Nガス最大蓄積量は、蓄圧注入系から放出される相当部分に達する可能性があることを示した。
与能本 泰介; R.Shaw*; 久木田 豊
3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE), 2, p.1053 - 1058, 1995/00
原研と米国原子力規制委員会が共同で実施している新型炉AP600に関する安全性確証実験計画(ROSA-AP600計画)における第1回実験としてコールドレグの1インチ破断実験を行った。実験にはAP600の主要な安全機器を体積比1/30.5、高さ比1/1で模擬するように改造されたROSA-V/LSTF装置を使用した。破断直後から静的余熱除去系(PRHR)において炉心崩壊熱を上まわる自然循環除熱がなされた。この自然循環により一次系圧力は連続的に減少を続け、一次系内下部に低温水は蓄積し、炉心はサブクール水に覆われた。実験で見られたPRHRにおける自然循環熱伝達は本研究で提案する伝熱相関式パッケージを使用することにより良く予測された。
中村 秀夫; 久木田 豊
Int. Conf. on New Trends in Nulear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.77 - 86, 1994/00
加圧水型原子炉(PWR)停止時に炉心を冷却する余熱除去(RHR)系が、1次系水位を水平配管付近に低下して行われるミッドループ運転中、何らかの原因で停止する事象について、ROSA-V/LSTF装置を用いて模擬実験を行った。本事象発生時には、空気等の非凝縮性気体が気相部を満たしている為、高圧の炉運転時に発生する冷却材喪失事故(LOCA)とは異なる複雑な熱水力現象が予想される。また、炉停止時にはECCSや主要な計測器が使用できない場合がある。実験は、1次系圧力境界に作業用開口部を仮定した場合を含めて7回行い、炉心内冷却材の沸騰開始までの時間余裕、その後の圧力上昇、蒸気移動、主冷却材分布及び炉心露出といった主要な熱水力現象に対する、非凝縮性気体、作業用開口部の有無や位置及び蒸気発生器2次側冷却材等の影響を明らかにした。本報告は、これらの結果をまとめたものである。
中村 秀夫; 片山 二郎; 久木田 豊
Power Plant Transients,1992; FED-Vol. 140, p.9 - 16, 1993/00
これまで、PWRのミッドループ運転(原子炉停止時に、炉心崩壊熱を余熱除去系を用いて除去しつつ、一次系水位を水平配管付近まで下げて各種作業を行う)時に、余熱除去系が何らかの原因で停止し、炉心冷却材が沸騰する等、いくつかの事象例が報告されている。なお、ミッドループ運転時には、一次系は大気圧で室温に近く、気相部は非凝縮性ガス(空気又は窒素)で満たされている為、事象では、非凝縮性ガスが関与した複雑な熱水力挙動が発生する。ここでは、LSTF装置を用い、1次系に開口部が無い条件で実施した模擬実験の結果をまとめた。実験では、余熱除去系停止後、炉心沸騰、蒸気発生器(SG)での蒸気凝縮が生じたが、それに伴い、1次系気相部内の非凝縮性ガス(空気)がSG伝熱管内に蓄積されることが観察された。更に、簡単なモデルを用いた1次系の圧力予測を行い、1次側圧力を低く保つために、SGの2次側冷却材が重要な働きをすることを示した。
T.Chataing*; 中村 秀夫; 久木田 豊
Proc. of the 2nd ASME/JSME Nuclear Engineering, p.247 - 254, 1993/00
ウエスティングハウス社型PWR炉停止時の余熱除去系機能喪失事象を模擬したROSA-IV/LSTF実験(TR-RH-02)につき、CATHARE 2、RELAP5/MOD3の2つのコードを用いた解析を、低圧、低炉出力、非凝縮性ガスが関与した条件でのコードの予測性能検証のため実施し、比較検討を行った。その結果、両コード共、ループシール水が排出される約2500秒まで実験結果を良く模擬した。ただし、炉心、ダウンカマ、コールドレグ、蒸気発生器2次側等で発生した多次元自然循環を1次元コードで予測する上で、ノーディングが重要な効果を持つと共に、2つの並行流路によるノーディングにより、定性的に模擬可能な場合があることを示した。更に、炉心部とダウンカマー間の伝熱、構造物壁面上での凝縮熱伝達が1次系の圧力上昇の予測に大きな影響を及ぼすことを明らかにした。
中村 秀夫; 片山 二郎; 久木田 豊
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5,Vol. 5, p.1333 - 1340, 1992/00
PWRのミッドループ運転時における余熱除去系機能喪失事象のLSTF装置による模擬実験を、RELAP5/MOD3コードを用いて解析した。解析は、コールドレグ5%破断相当の開口部を仮定した実験について行った。解析では、1次系圧力等の主要な実験結果が、ループシール水の排出の時点まで良く予測された。また、余熱除去系停止後の炉心冷却材の温度上昇等、多次元的な流動の関与したいくつかの現象についても、並行流路に分割する等の2次元的流動を考慮した計算を実施した結果、定性的に模擬することができた。更に、解析により、炉心及び上部プレナムとダウンカマの間での蒸気凝縮を伴う熱移動の模擬が、1次系圧力の予測に不可欠であることが明らかとなった。ただし、コードは炉心ボイド率を過大評価した為、炉心部水位が常に上部プレナム内に保たれ、実験で観察された炉心露出を模擬できなかった。
渡邉 憲夫; 平野 雅司; 及川 哲邦
JAERI-M 91-143, 173 Pages, 1991/09
本報告書では、原子炉停止時における崩壊熱除去機能の喪失に関する事例の分析結果を報告する。収集した事例は、PWRが206件(対称期間:1976年~1990年)、BWRが48件(同:1985年~1990年)である。事例収集にあたっては、米国の設置者事象報告(LER)やOECD/NEAの事象報告システム(IRS)等を参照した。米国PWRで発生した197件の事象を分析した結果、原子炉停止時に崩壊熱除去機能が喪失した事例の多くは、(1)余熱除去系(RHR)ポンプの吸込/隔離弁の閉止、(2)水抜き運転状態時のRHRポンプの空気巻き込み、(3)RHRポンプの駆動力喪失、のいずれかが直接的な原因となっている。また、その背後にある根本原因を分析すると、手順書の不備や運転員/作業員の誤操作等の人為的な要因が支配的となっている。一方、米国BWRで発生した48件の事象については、運転員/作業員の誤操作に起因する吸込/隔離弁の閉止によるものが最も多い。
中村 秀夫; B.Noёl*; 安濃田 良成; 久木田 豊
1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.209 - 214, 1991/00
原子炉停止後、一次系冷却材を一部排出し水位を形成した状態で各種のメインテナンスを実施(ミッドループオペレーション)時に、炉心崩壊熱を除去する余熱除却系が、停電又はポンプのキャビテーション等の原因で機能を喪失するという事象がいくつかの原子炉で発生した。その結果、いくつかの炉では炉心冷却材が沸騰し、長期の余熱除却喪失が炉心露出を引き起こす可能性が有ることを示唆した。原研で、この様な余熱除却喪失事象をROSA-IV/LSTFで模擬し、低温側配管に開口部が有る場合、ループシールクリアリングとボイルオフの2つの原因による炉心露出を観察した。更に、一次系での非凝縮性ガス(空気)が蒸気発生器の細管内での蒸気凝縮挙動に大きな影響を与え、その結果、一次系の圧力挙動やループシールクリアリング挙動等が影響を受けた。CATHARE2コードを用いた実験後解析は、定性的に良好な結果を示した。
中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊
Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, p.497 - 503, 1991/00
ROSA-IV/LSTFを用いて、原子炉停止後のミッドループオペレーション(1次系水位を低下させて各種メインテナンス作業)実施中の余熱除去(RHR)喪失事象を模擬した実験を実施した。ここでは、開口部やレグ閉鎖部の位置、蒸気発生器(SG)2次系冷却材の有無をパラメータとした3例の実験結果についてまとめた。実験では、いずれも炉心が沸騰して1次系が加圧され、その後連続的に、炉心露出を伴うループシール解除や長期間の炉心ボイルオフ等が観察された。その際2次系冷却材は、沸騰する炉心で生じる蒸気のSG細管内での蒸気凝縮を促進し、1次系冷却材の保持および圧力昇速度低下に有効となることが観察されたが、同時に事象発生時に1次系気相部を満たしていた非凝縮性ガス(空気)が、SG細管内での蒸気凝縮を強く防げる効果が有ることがわかった。
