検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 24 件中 1件目~20件目を表示

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

PWRアクシデントマネジメントと原子炉計装の役割に関するROSA-V実験研究

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

日本機械学会2005年度年次大会講演論文集, Vol.3, p.223 - 224, 2005/09

PWR冷却材喪失事故(LOCA)時における運転員の的確なアクシデントマネジメント(AM)操作に必要な原子炉計装として、保有水量検出システムと炉心出口温度計(CET)を取り上げ、それらの特性に関する実験結果を述べる。原研のROSA-V/LSTF実験施設を使用した実験では原子炉底部小破断LOCAを模擬し、高圧注入系の不作動と蓄圧注入系からの非凝縮性ガス流入がある場合に、AM策の1つである2次系減圧の効果について明らかにした。その中で水位計3種による保有水量検出システムは、初期状態から炉心露出に至る過程で大部分の保有水変化を検出した。また炉心過熱条件を検出するためのCETの特性は、2次系減圧操作時の凝縮水流下により著しく阻害された。

報告書

Experimental study on secondary depressurization action for PWR vessel bottom small break LOCA with HPI failure and gas inflow (ROSA-V/LSTF test SB-PV-03)

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

JAERI-Research 2005-014, 170 Pages, 2005/06

JAERI-Research-2005-014.pdf:7.64MB

大型非定常試験装置(LSTF)を使用したROSA-V計画において、加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)模擬実験を実施し、高圧注入系(HPI)不作動時に重要なアクシデント・マネージメント(AM)策の炉心冷却効果を調べた。LSTFはウェスティングハウス社の4ループPWR(3423MWt)を実高,容積比1/48で模擬する装置である。この実験(SB-PV-03)では、PWRコールドレグ0.2%破断に相当する原子炉容器底部計装管10本破断を模擬し、HPIの不作動と蓄圧注入系(AIS)からの非凝縮性ガス流入を想定し、定率-55K/hでの2次系減圧と30分間の補助給水(AFW)作動を運転員のAM操作として実施した。その結果、これらのAM操作はAIS注入終了圧力1.6MPaまでは1次系減圧に効果的であったが、その後、非凝縮性ガスが流入したため減圧効果は低下した。このため低圧注入系(LPI)の作動開始が遅れ、破断口では水流出が継続していたので全炉心露出に至った。本報ではこれらの熱流動現象に加え、1次系保有水量の推移及びAM操作と関連づけた炉心加熱挙動、1・2次系間の熱伝達及び1次系ループへの非凝縮性ガス流入等に関する解析結果について述べる。

論文

Thermal-hydraulic responses during PWR pressure vessel upper head small break LOCA based on LSTF experiment and analysis

竹田 武司; 浅香 英明; 鈴木 光弘; 中村 秀夫

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05

制御棒駆動装置貫通ノズルの周方向のクラックは、PWRの小破断LOCAを引き起こす可能性がある。しかし、原子炉容器上部ヘッド小破断LOCAに関する実験的及び解析的研究は少ない。このため、LSTFを用いて、破断サイズ0.5%の上部ヘッド小破断LOCA模擬実験を行った。実験において、上部ヘッドにおける蓄水が、破断流量を制御する現象となることを見いだした。制御棒案内管の貫通孔近傍が蒸気中に露出するまで、制御棒案内管を介して、上部プレナム内の冷却材は上部ヘッドに流入した。また、二相流放出過程において、上部ヘッドコラプスト水位の振動現象が見られた。RELAP5/MOD3コードは、二相流放出過程における破断流量を過大評価し、実験より早く炉心のボイルオフが開始した。そこで、二相流放出過程における放出係数を破断流量の測定値と比較し補正することにより、上部プレナムと炉心のコラプスト水位は実験結果とよく一致した。この二相流放出係数を用いて、高圧注入系不作動条件下で破断面積が炉心冷却に与える影響を調べた。破断面積が1.5$$sim$$2.5%の場合、1次系圧力が蓄圧注入系の作動圧力まで低下することにより、炉心の温度上昇が抑制される可能性があることを示した。

論文

ROSA-V計画における炉心損傷防止のためのアクシデントマネージメントの研究

浅香 英明; 安濃田 良成

混相流, 17(2), p.116 - 125, 2003/06

原研ROSA-V計画のもとで、LSTF装置を用いた総合実験とREALP5/MOD3コード解析により、加圧水型原子炉(PWR)の高圧ECCS注入機能喪失に伴う小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)時におけるSGの2次系強制冷却の有効性にかかわるパラメータの体系的評価手法を示し、運転操作の判断根拠を定量的に明らかにし、運転員が把握できる情報、すなわち減圧速度と減圧開始時間のみで操作の指針となるチャートを開発した。さらに、従来のLOCA解析コードでは、SG伝熱管の入り口においてのみCCFLが発生するようにモデル化されていたため、長い液柱の形成が予測されなかった。それに対し、CCFL条件判別式を伝熱管入口だけではなく全体に適用するようモデル化することにより、安全上重要な2次系強制冷却操作によって伝熱管内に形成される水柱の高さ及び保持時間を良好に再現できることなど、ROSA-V計画におけるシビアアクシデント防止に関するアクシデントマネージメント研究の主要な成果を紹介している。

報告書

ROSA-V Large Scale Test Facility (LSTF) system description for the third and fourth simulated fuel assemblies

ROSA-Vグループ

JAERI-Tech 2003-037, 479 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-037.pdf:19.25MB

大型非定常試験装置(LSTF)は、110万kW級のPWRを同一高さ及び体積比1/48で模擬し、小破断冷却材喪失事故や過渡事象時の熱水力応答を実規模圧力で総合的に模擬する試験装置である。またAP600に代表される次世代型炉をも良く模擬することができる。ROSA-V計画では、3次燃料集合体を使用したLSTFで89回の実験を実施し、2001年6月以降、新たに設置した4次燃料集合体を使用して5回の実験を行った。ROSA-V計画は、設計基準事故を超える事故を対象としたアクシデントマネジメント策の有効性確認をはじめ、将来型原子炉の新型安全系の有効性確認の実験、また非均一で多次元の熱流動現象を予測する計算コードやモデルの検証・開発に資する個別効果実験を実施してきた。本報は、3次及び4次燃料集合体を整備したLSTFの詳細情報を示し、実験計画立案と実験結果の解析に役立てるものである。

報告書

長時間のROSA-V全交流電源喪失実験における加圧器構造材と冷却材の熱的相互作用に関する研究

鈴木 光弘

JAERI-Tech 2002-071, 171 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-071.pdf:11.26MB

本報は大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した全交流電源喪失実験の加圧器熱流体挙動を解析したものである。LSTFでは米国のAP600型原子炉をモデルとした上記実験を実施したが、その長時間の原子炉冷却・減圧過程で、一旦喪失した加圧器水位が再上昇し、蒸気配管まで満水にする特徴的事象が見られた。実験結果の分析により、これは自然循環が停留した蒸気発生器伝熱管内で冷却材が減圧沸騰を開始した条件下で、加圧器蒸気配管で蒸気凝縮が継続したことに起因するものと判断された。本報はRELAP5/MOD3コードによる解析と実験結果の分析により、蒸気配管部の凝縮減圧効果と加圧器壁の熱源効果という、2種類の構造材-冷却材熱的相互作用を定量的に解明した。また加圧器系の熱損失特性を評価した。加えて実機加圧器系との熱的特性の相違についても明らかにした。

論文

Multi-dimensional thermal-hydraulic analysis for horizontal type PCCS

新井 健司*; 栗田 智久*; 中丸 幹英*; 藤木 保伸*; 中村 秀夫; 近藤 昌也; 小幡 宏幸*; 島田 ルミ*; 山口 献*

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/00

次世代型BWR格納容器の過圧破損を防ぐ静的格納容器冷却系(PCCS)横型熱交換器の総合性能の確認を目的として、13年度から大型モデル試験を行っている。この大型モデル試験の開始に先立ち、TRACコードの3次元炉心モジュールに改造を施した多次元二相流コードを用いてPCCS熱交換器2次側のボイド率分布及び1次側の熱交換器伝熱管間の流量配分を求めた。この結果、除熱性能と圧力損失の双方で要求性能を満たすこと、膜沸騰が生じないこと、上部管束と下部管束との間からかなりの2次側冷却水の流入があること,除熱管間の流量配分が各管の除熱量に依存することなどを予測した。

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:76.16(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。

論文

Heat transfer analysis of the passive residual heat removal system in ROSA/AP600 experiments

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:36 パーセンタイル:92.4(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。

論文

Core liquid level responses due to secondary-side depressurization during PWR small break LOCA

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:65.11(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。

論文

Thermal-hydraulic research on passive safety systems for next-generation PWRs using ROSA/LSTF

与能本 泰介

NUREG/CP-0166, 3, p.31 - 52, 1998/00

原研では、受動安全系に関する研究をROSA/LSTF装置を用いて進めている。これまで、おもに、蒸気発生器(SG)二次側を除熱源とし自然循環冷却することにより一次系を減圧し、重力注入系(GDIS)により低圧での炉心冠水を維持する安全系の特性を検討している。実験により、この安全系の有効性を実証するとともに、SG伝熱管群の非一様流動によるSG伝熱面積の実効的な減少等、現行炉のLOCA条件では見られない重要な現象を明らかにした。さらに、不凝縮ガスの流入による減圧阻害の可能性がないので、SG二次側冷却のような冷却型減圧系との組合せ使用に適した減圧沸騰型安全注入系(FDIS)を提案し、実験と解析により、FDISが現行炉の蓄圧注入系と同等な機能を持つ安全注入系になり得ることを示した。

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:58.71(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

ROSA-AP600 Experiment simulating a steam generator tube rupture transient

中村 秀夫; 久木田 豊; L.S.Ghan*; R.R.Schultz*

Proc. of 1997 Int. Meeting on Advanced Reactors Safety, 0, p.1245 - 1252, 1997/06

AP600炉における蒸気発生器(SG)の伝熱管多数本同時破断事象を模擬した実験を、改造したROSA-V/LSTF(体積比1/30.5)を用いて行った。その結果、静的安全系である静的余熱除去系(PRHR)と炉心補給水タンク(CMT)の、いずれも自然循環による熱除去が、原子炉スクラムとほぼ同時の起動後すぐに炉心崩壊熱出力を大きく上回り($$>$$2倍)、1次系圧力をSG2次系圧力近くまで短時間で低下させたため、運転員操作が無くても炉心をサブクール水中に維持できることが分かった。更にその熱除去は、高温配管(hot leg)温度をSG2次系より低下させ、2次系圧力を逃がし弁開の設定値以下に維持した。しかし、PRHRからの低温の冷却水は、他のROSA/AP600小破断模擬実験同様、低温配管(cold leg)に大きな温度差($$>$$100K)の温度成層を生じることが分かった。

論文

Small break LOCA tests at ROSA-V/LSTF on next generation PWR designs

与能本 泰介; 大津 巌; 近藤 昌也; 安濃田 良成; 久木田 豊*

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 1, p.535 - 542, 1997/00

PWRにおける小破断冷却材喪失事故時の重力注入系(GDIS)と二次側自動減圧系(SADS)の有効性を実験的に検討した。GDISとSADSは次世代PWRの安全システムの候補になっている。ROSA-V/LSTF装置を用いて4回のLOCA実験を行った。実験により、1)SADSの作動により一次系はGDIS作動圧力の約0.2MPaまで低下する、2)一次系と二次系の圧力差は、U字管内の伝熱様式と二次側水位に影響を受ける、3)一次系に注入された冷却水中の溶存ガスが析出することにより、不凝縮ガスがU字管に蓄積する、4)対向流制限によりU字管内に水が蓄積する、5)低圧条件で系全体の長期振動が生じる、等の特徴的な現象が見いだされた。

論文

Cold leg one inch break LOCA experiment for the ROSA-AP600 project

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。

論文

ROSA/AP600 testing: Facility modifications and initial test results

久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

NUREG/CP-0140 (Vol. 2), 0, p.203 - 216, 1995/00

原研と米国原子力規制委員会は、ROSA-V計画大型非定常装置LSTFを用いてウエスチング社のAP600炉の過渡現象に関する高圧での確証総合実験を共同で行っている。もともと従来型の加圧水型原子炉を模擬する本装置にAP600特有の機器を付加する改造を行った。改造されたLSTFはAP600炉を圧力、高さについては1/1で、体積については1/30.5で模擬している。これまで、本装置を用いて、コールドレグ、圧力均圧配管、圧力容器直接注入配管の破断に関する7回の冷却材喪失事故実験を行った。実験結果は、概ね、炉心冷却と崩壊熱除去に関するAP600の良好な性能を示している。

論文

受動安全PWR(AP600)の事故時熱水力挙動に関する総合実験

安濃田 良成; 久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

日本機械学会第72期通常総会講演会講演論文集,III, 0, p.413 - 414, 1995/00

原研は、米国NRCとの協定に基づき、受動安全機能を高めた次世代のPWRであるウェステングハウス社のAP600炉の工学的安全性に関する総合実験を、ROSA-V計画LSTF装置にAP600炉特有の機器を付加して実施している。これまでに、コールドレグ、均圧ライン、DVIラインの小破断LOCA及び全交流電源喪失や蒸気発生器伝熱管破断を原因とする異常な過渡変化に関する実験を合計10回実施した。これら全ての実験において、AP600炉の受動安全機器がほぼ想定どおり作動し、十分な炉心冷却が維持された。また、1次系圧力は大気圧付近まで自動的に減圧され、最終的にIRWSTから重力のみによる連続的な注水が行われた。その他、蓄圧注水系から1次系内に流入した窒素の影響や、直接接触凝縮による圧力変動が観察されたが、これらは系全体の挙動に大きな影響を与えるものではなかった。

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

Passive safety injection experiments with a large-scale PWR simulator

与能本 泰介; 久木田 豊; 安濃田 良成; 浅香 英明

Proc. of ARS 94 Int. Topical Meeting on Advansed Reactors safety, 1, p.216 - 223, 1994/00

受動安全注入系の事故時熱水力挙動を調べるために、PWR模擬装置LSTFを用いて、二つの小破断LOCA実験を行なった。実験では、タンクと配管で構成される受動注入系と二段階の自動減圧系(ADS)を使用し、ADSの作動ロジックを実験パラメータとした。両実験結果ともに、破断直後からタンクと一次系の間で自然循環が生じ、その後、タンク内水位が連続的に低下した。水位低下速度は、ADS作動ロジツクの違いからより急激な減圧が生じた実験において、2倍以上大きくなった。これは、減圧速度が大きい場合、より多量の蒸気がタンク内で発生し、これが水位を押し上げたことによっている。この結果は受動安全注入系の注入速度を決めるうえで、ADS作動ロジックが極めて重要であることを示している。両実験で測定されたタンク内の水温分布は以前に著者らにより開発された受動安全タンクモデルにより良く予測された。

報告書

ROSA-V/LSTF実験実時間グラフィック表示システム

近藤 昌也; 滝川 好夫*; 安濃田 良成; 大崎 秀機; 久木田 豊

JAERI-M 93-221, 131 Pages, 1993/11

JAERI-M-93-221.pdf:3.5MB

ROSA-V計画では、加圧水型原子炉(PWR)におけるシビアアクシデント防止のためのアクシデントマネージメント模擬実験を大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施する。本報では、この実験に際して試作した実時間グラフィック表示システムについて報告する。本システムはIBM製のワークステーション上で動作するもので、LSTFに設置されている約2500CHの測定器のうちの512CHが入力される。また、その機能は大きく3つに分類できる。すなわち、(a)LSTF1次系及び2次系の冷却材分布の表示機能、(b)LSTFにおける任意の位置の測定値の表示機能、(c)測定値の履歴の表示機能である。本システムをいくつかのアクシデントマネージメント実験に適用したところ、実験中の運転操作の決定の助けになることが判明した。

24 件中 1件目~20件目を表示