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報告書

ROSA-III tests on BWR pump suction-line 200% break LOCAs with partial and total ECCS failure; RUN 924(LPCS and one LPCI pump failure), RUN 902(Two LPCI pump failure) and RUN 905(Total ECCS failure)

熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男

JAERI-M 91-167, 293 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-167.pdf:7.69MB

本報は、BWRの体積比1/424のスケール模型であるROSA-III装置において実施した3つの再循環ポンプ吸込ライン200%両端破断実験RUN902,905及び924の実験データを示している。これらの3実験は、既報の2実験(RUN926及び901)とともに、この破断形状における炉心冷却性能に関するECCS故障モードの効果を調べる一連の5実験の一部をなしている。これらの5実験の結果も本報では、比較されている。RUN902,924及び926は、ECCS用DG(ディーゼル発電機)の3つの異なる単一故障モードを模擬したものであり、RUN905は全てのECCSの故障、RUN901は全てのECCSの作動を模擬したものである。単一故障を仮定した3実験(RUN902,924及び926)においては、測定した最高の燃料棒表面温度(PCT)は、現行の許認可基準の1473Kよりかなり低い値であった。また、HPCS(高圧炉心スプー)故障の場合が最も厳しい炉心温度上昇となった。

報告書

A BWR pump suction-line 200% break test at ROSA-III program(RUN 903); Effect of prolonged recirculation pump operation

鈴木 光弘; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 村田 秀男

JAERI-M 91-103, 156 Pages, 1991/07

JAERI-M-91-103.pdf:4.59MB

本報はROSA-III計画で実施したBWR200%配管破断実験(RUN903)の結果をまとめ、再循環ポンプ運転継続によるシステム挙動への影響を明らかにしたものである。ROSA-IIIの標準的実験条件としては、初期状態の炉心出力がBWR条件の44%と低いために炉心流量を低くして1次系のエンタルピ分布を模擬した。従って実験開始後は、初期流量が少い上にポンプ慣性が小さいため、炉心側へ駆動される冷却水量が少なくなり、これは炉心冷却条件にも影響を及ぼしていた。本実験で再循環ポンプを破断後運転継続した所、約40kg(初期保有水量の約6%)の冷却水が炉心側へ輸送され、特に破断初期に見られた炉心燃料棒のヒートアップを大巾に減少させる結果をもたらした。この実験結果は実炉のLOCA条件における炉心温度挙動の考察に重要である。

報告書

An Intermediate break BWR LOCA test(Run991) at ROSA-III; Simulation of ECCS line break LOCA phenomena

鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二*

JAERI-M 90-073, 160 Pages, 1990/04

JAERI-M-90-073.pdf:3.9MB

本報はROSA-III計画で実施した中口径破断実験(RUN991)の詳細な結果を示すとともに、他の実験結果と比較することにより、破断位置の影響及びECCS二重故障の影響について得られた知見についても示している。ECCS配管破断によるLOCA事象においては、他の1系統のECCS故障を仮定することにより二重故障が生じる。このECCS配管破断LOCAに関する実験的研究は少なく、米国のFIST(Phase II)実験におけるLPCI配管破断実験とわが国で電力共研が実施したTBL(RUN315)HPCS配管破断実験が代表的である。ROSA-IIIではECCS配管に破断装置を有していなかったので、ECCS二重故障を仮定した2種類の中口径破断実験を実施し、上記実験と比較することにより特徴的事象を調べた。この結果、HPCS配管破断時には炉心露出開始は再循環ループ破断より遅いが炉心露出時間帯は長くなるためPCTは高くなること、そしてROSA-III2実験の中間値になる事を示した。

報告書

Effects of high temperature ECC injection on small and large break BWR LOCA simulation tests in ROSA-III program; RUNs 940 and 941

鈴木 光弘; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二

JAERI-M 90-051, 256 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-051.pdf:6.41MB

本報は、BWR/LOCAを模擬したROSA-III実験のデータレポートであり、併せて高温ECC水注入の影響を調べたものである。ROSA-III計画では、炉心冷却に及ぼすECCSの効果を調べるパラメータ実験の1種として、高温(120$$^{circ}$$C)のECC注入実験(RUN940,941)を実施した。RUN940は5%小破断LOCA実験、RUN941は200%破断LOCA実験である。これら2実験の結果と、標準的ECC注入実験(水温40$$^{circ}$$C)のRUN922、926の結果とを比較し、次の結論を得た。5%破断実験ではECC温度の違いによる炉心再冠水過程の燃料棒温度挙動に大きな差異は生じなかった。しかし200%破断実験では、PCT(最高被ふく管温度)に大きな差はないものの、4体の燃料集合体の冷却プロセスに違いが生じ、高温ECC注入により炉心冷却が促進される結果が得られた。これら4実験の分析により、ECC注入後の圧力容器内温度分布についてのデータが得られた。

報告書

Recirculation pump suction line 75 and 25% split break LOCA tests of ROSA-III; Runs 929 and 930 with HPCS failure

中村 秀夫; 田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男

JAERI-M 89-131, 260 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-131.pdf:6.11MB

本報は、BWR中口径破断LOCAを模擬したROSA-III実験Run921及び930の実験結果をまとめたものである。両実験は、各々再循環ポンプ吸込側75及び25%破断を模擬している。また、HPCSが不作動と仮定された。本報では、両実験結果に基き、BWR中口径破断LOCAにおける炉心冷却に対する破断口の大きさの影響を考察した。両実験共、下部プレナムフラッシング(LPF)後全炉心が露出した。Run930での最高燃料表面温度(PCT)は867.2kであり、炉心露出時間の短いRun929の879.2kより少し低かった。これは、Run930での破断口が小さいことにより、減圧が比較的ゆるやかでPCTが遅く生じた為である。しかし、全炉心はLPCS及びLPCIによりクエンチし、低圧系ECCSによる炉心冷却の有効性が確かめられた。

報告書

Loss of off-site power test of ROSA-III; Run 971 with HPCS failure

中村 秀夫; 田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男

JAERI-M 89-130, 127 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-130.pdf:3.19MB

本報は、BWR外部電源喪失事故を模擬したROSA-III実験Run971で得られたすべての実験データを集録し、まとめたものである。RUN971では、事故発生後6秒でタービントリップの為スクラムが生じると仮定された。更に、HPCSが不作動と仮定された。自動減圧系(ADS)作動後、ADSからの冷却材放出により炉心の上半分が蒸気中に露出した。しかし、その後、LPCSにより炉心は冠水し、低圧系ECCSの炉心冷却の有効性が確かめられた。

報告書

Experiment data of ROSA-III integral test Run 913; 15% split break without HPCS actuation

与能本 泰介; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 村田 秀男; 鈴木 光弘

JAERI-M 89-125, 210 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-125.pdf:4.22MB

本報は、再循環ポンプ入口配管における15%破断実験Run913の実験結果について述べるものである。ROSA-III装置は、BWR/6の体積比1/424の模擬装置である。本装置は、電気加熱炉心、破断模擬装置、及び緊急炉心冷却系(ECCS)を有している。MSIVの閉止及びECCSの作動はBWRと同様に上部アッパーダウンカマータの水位信号によりトリップされる。実験は成功し、LOCA解析コードの予測性能を評価するための重要なデータが得られた。

論文

Intentional coolant system depressurization; Experimental studies in the ROSA-III and ROSA-IV programs

久木田 豊; 浅香 英明; 中村 秀夫; 片山 二郎; 田坂 完二

CSNI-R-158, p.449 - 466, 1989/00

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。特に最近は、1次系が高圧のままで炉心溶融に至り、高圧の炉心溶融物が圧力容器を貫通することを防止する観点から、1次系減圧操作が注目されている。本報は、ROSA-III及びROSA-IV計画によるLOCA実験のうち、減圧操作に関連した実験結果を要約したものであり、ROSA-III装置によりBWR小破断LOCA時のADSの作動条件を変更した場合の効果について調べた実験、ならびにROSA-IV装置によりPWR小破断LOCA時の1次系及び2次系減圧操作の有効性、限界、ならびに発生する可能性のある悪影響を調べた実験の結果を論じている。

論文

BWR natural circulation experiments at ROSA-III under low-power and reduced inventory conditions

安濃田 良成; 中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.143 - 152, 1988/02

自然循環による炉心冷却効果は、BWRの小破断LOCA過程や再循環ポンプ停止を伴う各種の過渡状態において、非常に重要である。この様な、原子炉容器内残存水量が減少した場合のBWR自然循環実験自然循環挙動を解明するために、ROSA-III装置を用いて実験を行なった。実験の結果、残存水量の減少に伴い自然循環のモードが、1)主循環モード、2)内部循環モード、3)開ループ(炉心露出)モードに変化することを明らかにした。さらに、内部循環モードに対する解析モデルを開発し、炉心露出限界を導いた。この解析モデルは、圧力7.35及び2.06MPa、炉心出力20%相当以下の準定常自然循環実験におけるシュラウド内二相混合水位及び炉心露出限界を正しく予測した。また、この解析モデルを用いて、実炉の自然循環挙動の予測を行った。

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

Investigation of effect of pressure control system on BWR-LOCA phenomena using ROSA-III test facility

熊丸 博滋; 小泉 安郎; 久木田 豊; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.844 - 858, 1987/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

BWR LOCAにおける熱水力現象に及ぼす圧力制御系の効果を評価するためにROSA-III実験装置において圧力制御系故障実験シリーズが実施された。圧力制御系が不作動の場合、MSIV閉に伴う気泡崩壊により炉心が一時的に露出し、特に破断面積が極端に小さい場合、燃料棒表面温度がこの露出によりかなり上昇した。しかし、PCTは、圧力制御系が不作動の場合、作動した場合より低くなった。これは、圧力制御系が不作動の場合、減圧率が大きくECCSが早く作動したためである。PCTは、圧力制御系およびHPCSが故障すると仮定した場合でも、現行の安全基準1473kより十分低かった。

報告書

BWR 2% Main Recirculation Line Break LOCA Tests Runs 915 and 920 without HPCS in ROSA-III Program; Effects of Pressure Control System

鈴木 光弘; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二

JAERI-M 87-043, 220 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-043.pdf:5.2MB

本報は、ROSA-III計画において実施したBWR再循環系配管2%破断LOCA総合実験、RUN915と920の実験報告書であり、両実験を比較検討して得た、圧力制御系作動の有無が小破断LOCA事象に及ぼす影響についてもまとめた。圧力制御系は、BWRの主蒸気配管系の圧力制御弁を制御して系圧力を一定の値に保持する機能をもつものである。本実験から、圧力制御系が次の効果を持つことを明かにした。(1)破断初期の系全体のフラッシングを制御する。(2)ダウンカマー水位「低」(L2)信号による主蒸気隔離弁閉鎖を早める。(3)ダウンカマー水位「低低」(L1)信号による自動減圧系作動を早める。一方圧力制御系の炉心冷却条件への影響に付いては、2%破断LOCOの場合、自動減圧系作動後の圧力容器内保有推量に大差ない結果となり、従って、両実験とも同等な燃料棒温度挙動をもたらす事を示した。

論文

Effect of heat generation difference among fuel bundles on core thermal-hydraulics during 200% and 5% loss-of-coolant accident experiments at ROSA-III

小泉 安郎; 与能本 泰介; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(1), p.61 - 74, 1987/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

ROSA-III実験装置はBWRを体積比にして1/424に縮尺した総合実験装置である。冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動を調べることがその主目的である、。この装置において、炉心燃料集合体間に出力比のある場合と無い場合のLOCA実験を、それぞれ200%、5%の破断口径で行い、熱水力挙動の燃料集合体間相互干渉について調べた。その結果、出力比があるとクエンチングの伝播は非一様性が強くなる等の結果を得た。本報は、これらの結果をまとめたものである。

論文

Core heat transfer analysis during a BWR LOCA simulation experiment at ROSA-III

与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二

Nucl.Eng.Des., 103, p.239 - 250, 1987/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:30.06(Nuclear Science & Technology)

ROSA-III装置は、冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動を調べるための、電気加熱炉心を持つ体積比1/424のBWR模擬装置である。BWRのLOCA時の炉心内の基本的な熱伝達挙動を解析し、CHF後の熱伝達率とクエンチ温度のデータベースを得るために、5,15,50,200%破断実験の熱伝達解析を行なった。その結果、炉心でドライアウトしたロッドの蒸気冷却期間における対流熱伝達率は、約120W/m$$^{2}$$K以下であること、スプレー冷却期間における熱伝達率は、低圧で測定された値より大きいこと、ボトムアップクエンチ温度は、飽和温度と262Kの和で、相関されることが示された。この結果を用いて、RELAP4/MOD6/U4/J3コードの熱伝達率モデルを改良した。改良されたモデルにより、200%破断実験におけるロッド表面温度の時間変化が、よりよく計算された。

論文

BWR small break LOCA counterpart tests at ROSA-III and fist test facilities

小泉 安郎; 中村 秀夫; 田坂 完二; J.A.Findlay*; L.S.Lee*

Nucl.Eng.Des., 102, p.151 - 163, 1987/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:19.65(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所は、ROSA-III実験装置において、再循環ポンプ吸込部における2.8%破断の小口径LOCA実験を行った。本実験は、先にGE社のFIST実験装置にて行われた2.8%小破断LOCA実験のカウンターパート実験であった。これら2実験の目的は、BWR小破断LOCA時の主要事象に対し、より深い理解を得ることにあった。両実験において、主要事象に関し相互に矛盾は無く、現象の相似性が確認された。これら両実験結果をTHYDE-B1コードは十分精度で再現し、同コードの有用性が示された。このコードを用いてBWRの小破断LOCA(2.8%)解析を行い、BWR小破断LOCA時の現象を明らかとした。

論文

Similarity study of ROSA-III and fist large bleak counterpart tests to BWR large bleak LOCA

熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 与能本 泰介; 田坂 完二; J.A.Findlay*; W.A.Sutherland*

Nucl.Eng.Des., 103, p.223 - 238, 1987/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:19.65(Nuclear Science & Technology)

沸騰水型原子炉における大破断冷却材喪失事故時の熱流体挙動を調べる目的で、原研のROSA-III装置と、GE社のFIST装置とにおいて、同一条件の対応実験を実施した。本報は,これらの対応実験より得られたBWR大破断事故の共通事象の特徴を述べるとともに、RELAP5/MOD1コードを用いて実施したBWR,ROSA-III,FIST三者の大破断冷却材喪失事故時の流体挙動の相似性に関する解析結果を述べている。そしてこれらの実験及び解析より、ROSA-IIIとFIST両装置における熱流体挙動はBWRの事故時熱流体挙動を模擬することを明らかにした。両装置個有の特性、例えばROSA-IIIの炉心長は実炉の1/2である点、及びFISTは燃料集合体1体の炉心である点等は、大破断事故時の熱流体挙動に重要な影響を与えないことを明らかにした。本研究は、米国GE社との協力の下で遂行されたものである。

論文

Investigation of break location effects on thermal-hydraulics during intermediate break loss-of-coolant accident experiments at ROSA-III

小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(11), p.1008 - 1017, 1986/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:41.3(Nuclear Science & Technology)

BWR LOCA時の熱水力挙動の研究を目的としたROSA-III装置において、破断位置が与える熱水力挙動の影響について調べる実験が行われ、本報はその結果をまとめたものである。実験は、15%及び25パーセント再循環ポンプ吸込側配管破断、21%ジェットポンプ駆動流配管片側破断及び15%主蒸管破断の4実験で構成されている。再循環ポンプ吸込側配管破断ではダウンカマ水位が低下し再循環配管への出口が蒸気へ露出すると減圧が促進されかつ冷却材喪失が緩和されるのに対し、ジェットポンプ駆動流配管破断ではADSによる減圧開始まで長期間低クオリティ流体の流出が続き、より厳しい炉心冷却状態劣化となった。主蒸気配管破断では冷却材喪失速度は遅いがダウンカマ水位の低下も遅く、水位低下によるECCS起動は遅れ炉心の露出を招き燃料棒温度上昇をもたらしたが破断後長時間たった後であり、その度合は小さい。

報告書

BWR 200% recirculation pump suction line break LOCA tests,Runs 942 and 943 at ROSA-III without HPCS; Effects of initial fluid conditions on LOCA

鈴木 光弘; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 小泉 安郎

JAERI-M 86-038, 275 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-038.pdf:6.4MB

ROSA-III実験装置において、BWR/LOCAを模擬する実験を実施した。本報は、その中で典型的な再循環ポンプ吸込側配管における200%破断LOCA実験を対象として、初期流体条件をBWRの定格条件から変化させた場合の影響を調べた結果をまとめたものである。変化させたパラメ-タは、炉心内ボイド分布(mass分布)、炉心入口サブク-ル度、及び給水温度である。炉心ボイド分布は、出口クオリティで標準条件の15%~5%および43%に変化させた。サブク-ルト度は標準の10K~21Kまで変化させた。給水温度は標準の216$$^{circ}$$C~45$$^{circ}$$Cまで変化させた。上記2実験と標準実験(RUN926)の結果を比較検討し、次の結論を得た。(1)初期炉心ボイド率の高い実験では破断初期の炉心露出が著しく、下部プレナムフラッシング後にPCT907Kを示した。(2)炉心入口サブク-ル度と給水温度の影響は圧力変化には効くが、主要事象の変化に寄与しない。

報告書

Recirculation Pump Suction Line 1% Split Break LOCA Test of ROSA-III; Runs 921 and 931 with HPCS Failure

中村 秀夫; 田坂 完二; 小泉 安郎; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男

JAERI-M 85-209, 236 Pages, 1986/01

JAERI-M-85-209.pdf:6.11MB

BWR小破断LOCAを模擬したROSA-III実験RUN921および931の実験結果をまとめである。両実験では、再循環ポンプ吸込側1%破断を仮定。更に、HPCS不作動と仮定された。BWRでは、自動減圧系(ADS)がダウンカマ内水位信号で作動されるが、RUN931では、RUN921のL1+120秒より早いL2+120秒でADSが作動すると仮定された。これにより、RUN931では77秒早くADSが作動した。このADSの早期作動が、その後の炉心冷却に与える効果を両実験比較より検討した。ADSの早期作動は、炉心露出挙動を全体的に早く生じさせた。両実験におけるPCT(最高燃料被覆管温度)は、両実験で同一場所A87ロッドの中央高さで観察され、RUN921で751K、931で765Kとほぼ同一の値を示した。これは、炉心の中央部の露出時間が、両実験でほぼ同一だったことに依る。ADSの早期作動は、炉内熱水力力挙動に大きな差は与えなかった。また、両実験に、ダウンカマ水位は全炉が露出している際も、相対的に上部タイプレートより上に保たれた。

論文

Similarity study of large steam line break LOCA in ROSA-III, FIST and BWR/6

鈴木 光弘; J.A.Findlay*; 田坂 完二; W.A.Sutherland*

Nucl.Eng.Des., 98, p.39 - 55, 1986/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

ROSA-III試験装置で実施したBWR主蒸気管大破断模擬実験(RUN952)と、これに近い条件で実験した米国FIST装置(NRC,EPRI,GE共同研究)の実験(6MSB1)とについて、主要な熱流体現象の比較検討を行なった。次に両実験で異なっていたECCS条件等を一致させ、同一条件のBWR/6の主蒸気管大破断LOCAとの相似性を、解析コードRELAP5/MOD1を用いて解析した。この結果、装置形状の異なるROSA-IIIとFISTにおいて、各部の容積、炉心出力、破断口面積等の比及び初期条件がそれぞれBWR/6体系と同じであれば、主要な熱水力現象は相似的になることを明らかにした。装置個有の特性としては、初期水位と主蒸気ライン位置の関係、ダウンカマー部の流路形状、炉心熱出力密度、装置の構造材熱容量等の影響が現われるが、これらの影響の程度も明らかにした。なお、両実験の比較から、高圧炉心スプレイ系等ECCSの個別の効果についても分析した。

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