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与能本 泰介; 大津 巌; Svetlov, S.*
Proceedings of 3rd Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-3), p.521 - 528, 2002/00
原研では、将来型軽水炉システムの熱水力に関する研究計画を進めている。本論文では本計画の概要と最近の二つの研究内容を紹介する。初めに、SG二次側冷却による長期崩壊熱除去手法の評価のためには、蒸気発生器伝熱管群での非一様流動挙動解析手法の検討が重要であることを述べる。我が国の産業界が計画中の次世代加圧水型炉APWR+では、このような崩壊熱除去システムの使用が計画されている。次に、革新的原子炉用の非常用熱交換器に関し、ロシアのSPOT実験データを用いた検討について紹介する。この検討では、実験に用いられた曲がりや短い直線部を有する伝熱管の管内凝縮伝熱量が、十分長い直管で得られた凝縮相関式を用いて数%の精度で予測できることが示された。
楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 石田 紀久; 星 蔦雄*; 迫 淳*
Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.155 - 175, 2000/10
被引用回数：51 パーセンタイル：93.22(Nuclear Science & Technology)船舶推進用として、改良舶用炉MRXの概念を確立した。MRXの設計目標を、小型化、軽量化、安全性向上及び信頼性向上として設定し、水張格納容器の採用により、「むつ」の約3倍の定格出力で、約1/2の容積及び重量まで小型・軽量化した。また、受動的安全設備の採用により、動的機器の数は在来型のPWRに比べて大幅に減少させることができた。受動的安全設備の機能については、解析により、また、一部実験により安全が確保できることを確認した。また、PSAにより、MRXの炉心損傷確率は在来PWRよりも2桁程度小さいことが示された。さらに、MRXを搭載した原子力コンテナ船と在来ディーゼル機関のコンテナ船との経済性比較を行い、大量で高速な貨物輸送のニーズに対して原子力船が有利であることを示した。
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：56.46(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。
井口 正; 大貫 晃; 岩城 智香子*; 呉田 昌俊; 秋本 肇
Proc. of 5th Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE-5), p.1 - 9, 1997/00
原研では、軽水炉で異常事象が起きたとき炉心冷却が確保されることの実証及び安全裕度の評価を目的とした試験計画を進めている。本計画の目的は、軽水炉の運転時の異常な過渡変化及び事故時、いわゆる設計基準事象において、炉心の健全性が維持できることを実証することである。また、炉心冷却限界を実験的に明らかにするとともに、冷却限界を超えたときの燃料被覆の温度変化を解析する手法を構築して安全余裕を定量化することである。このため、実機炉心を模擬した5
5管群試験部より設計基準事象を模擬した試験を行っている。これまでPWRの設計基準事象を模擬した試験を行い、炉心冷却が確保されることを確認した。また、炉心冷却限界を超えたときの燃料被覆の温度変化の解析に重要なポストCHF及びリウェッティングについて、単管試験部により個別効果試験を行っている。これまで、圧力2MPa~16MPaの広い条件範囲で試験を行い、データを蓄積した。
秋本 肇; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(4), p.290 - 297, 1996/04
被引用回数：3 パーセンタイル：32.42(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉の大破断冷却材装置事故のシステム解析において、凝縮モデルの問題のためTRAC-PF1コードは非現実的な減圧を予測し多大な計算時間を必要とする。コールドレグに生成される凝縮二相流に対する計算を安定化するために、コールドレグ部の凝縮量総量を蒸気発生器側から流入する蒸気流量以下に制限する簡易凝縮モデルを開発した。円筒炉心試験、上部プレナム試験及びLOFT試験データを用い性能評価結果から、簡易凝縮モデルは計算を安定化し計算時間を短くすること、また、凝縮速度の過大評価による非現実的な減圧がなくなることで加圧水型原子炉の大破断冷却材喪失事故のシステム解析の予測精度を改善することが検証できた。
秋本 肇
混相流, 10(4), p.360 - 363, 1996/00
本報告は、軽水炉プラントに関する研究開発のなかで、この10年間における混相流技術に関連した分野の動向を概観したものである。安全性研究、熱水力解析コードの改良、原子炉機器の改良、新型軽水炉の設計などのさまざまな分野で混相流技術に関連した研究が行われた。今後の軽水炉開発にとり、安全性と経済性の更なる向上が最重要課題であろう。シビアアクシデント時の現象の把握と解析手法の開発、受動的安全設備の設計の最適化及び信頼性の検証など多くの分野で混相流技術にかかわる課題の解説が要請されている。また、機器開発や設計の効率化のために、詳細な二相流解析を実験に先だって実施して解析的に設計の最適化を進める傾向が強くなると思われる。複雑な混相流挙動を解析的に評価するための詳細解析技術の構築と検証データを取得するための測定技術開発の重要性が一層増している。
村尾 良夫
Proc. of 11th KAIF/KNS Annual Conf., 0, p.587 - 596, 1996/00
原研では、人に優しい将来型軽水炉として、運転保守を容易にし安全性を向上させた原研型受動的安全炉JPSRの概念検討を進めてきた。JPSRでは、減速材密度反応度係数を負の大なる値にすることにより、貫流型蒸気発生器の給水量制御により生ずる除熱量の変化によって冷却材温度が変化し、炉心出力が追従する。この炉心出力の炉物理固有除熱追従性を得るために、ケミカルシムを廃止し、多数の圧力容器内蔵型制御棒駆動機構を採用している。工学的安全設備は、受動的作動原理を採用しており、原子炉一次系に付加した崩壊熱除去熱交換器からの熱を大型水プールに伝え、その水プールを自然循環ループにより格納容器外に伝え、空気冷却器で大気に放熱している。冷却材喪失時には、崩壊熱除去熱交換器により冷却材を冷却減圧させ、蓄圧注入タンク、大型水プールの水を一次系に注入する。このJPSRの安全上の特徴を述べる。
2D/3D解析グループ
JAERI 1336, 362 Pages, 1995/09
2D/3D計画は、PWRの大破断LOCA時の熱水力挙動の解明を目的として、日・米・独の国際協力の基で実施された。日本は、大規模試験装置(CCTF及びCSTF)により、再冠水挙動の解明を分担した。ドイツは、更に大規模な試験装置(UPTF)により、再冠水挙動に及ぼす装置規模の影響の解明を分担した。米国は、それぞれの試験装置へ新型二相流計測機器を貸与するとともに、解析コードTRACの予測性能の評価を分担した。本報告書は、2D/3D計画において各国が得た試験結果、及びコード評価結果に基づき、再冠水挙動を左右すると考えられる重要な熱水力的素現象についての評価結果をまとめたものである。本報告書では、特に、PWRの安全性と観点から重要な熱水力的素現象を対象とし、三国の討論の結果に基づいて記述された。
2D/3D解析グループ
JAERI 1335, 376 Pages, 1995/09
2D/3D計画は、PWRの大破断LOCA時の熱水力挙動の解明を目的として、日・米・独の国際協力の基で実施された。日本は、大規模試験装置(CCTF及びSCTF)により、再冠水挙動の解明を分担した。ドイツは、更に大規模な試験装置(UPTF)により、再冠水挙動に及ぼす装置規模の影響の解明を分担した。米国は、それぞれの試験装置へ新型二相流計測機器を貸与するとともに、解析コードTRACの予測性能の評価を分担した。本報告書は、2D/3D計画に基づき各国が得た試験結果、及びコード評価結果等を概観したものであり、三国の協力で作成された。本計画の成果に関するより詳細な報告書は、各国で個別に作成されている。
村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 奥村 啓介
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.855 - 867, 1995/09
被引用回数：4 パーセンタイル：42.88(Nuclear Science & Technology)運転及び保守に要するマンパワー及び安全性に及ぼす人的過程の影響を低減することは、軽水炉の安全性向上に重要である。この目的のために、受動的安全炉JPSRの概念を創出した。冷却材密度反応度係数が大きく、燃料温度係数(ドップラ効果)が小さい炉心と貫流型蒸気発生器により固有的炉心発熱・除熱整合性を導入した。この性質は、ケミカルシムの削除、内蔵型制御棒駆動機構及び低線出力密度により得られる。プルトニウムの生成及び付加によりこの性質が改善されることがわかった。システムの簡素化のために大型加圧器、キャンドポンプ、受動的余熱除去系、受動的冷却材注入系を採用し、化学体積制御系から体積及びボロン濃度制御機能を削除した。非常用ディーゼル及び安全系の補助冷却系を削除した。このようにして、簡素化した受動的安全炉を実現した。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
Validation of Systems Transients Analysis Codes (FED-Vol. 223), 0, 8 Pages, 1995/00
REFLA/TRACコードは、軽水炉の仮想事故時の熱水力挙動の最適予測のために原研で開発を進めている解析コードである。本報告は、加圧水型原子炉の大破断冷却材喪失事故再冠水時の熱水力挙動を対象として、REFLA/TRACコードの予測性能を評価した結果をまとめたものである。小型再冠水試験、平板炉心試験及び円筒炉心試験の試験データを用いて系統的な評価計算を行った。計算結果と試験結果を比較し、スケール効果、被覆管材質、集合体形状、系圧力・炉心圧力・冠水速度等のパラメータ効果を妥当に再現でき、加圧水型原子炉の安全評価上最も重要なパラメータである被覆管最高温度を
50Kの誤差範囲で予測できることを確認した。一連の評価により、REFLA/TRACコードは加圧水型原子炉の再冠水時熱水力挙動を精度よく予測できることを検証できた。
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：35.55(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。
大貫 晃; 秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫
JAERI-Research 94-012, 59 Pages, 1994/08
JAERI-Research-94-012.pdf:1.75MB
PWR-LOCA時再冠水過程における炉心内熱水力挙動をこれまで1515型模擬燃料集合体を用いて調べてきた。これまでの知見の実炉解析への適用性を評価するためには、燃料集合体形状(1515型と1717型との違い)及び燃料棒構造(被覆管材質・ギャップの有無)の影響を明らかにする必要がある。本研究では、小型再冠水試験装置による試験結果の比較及び1515型に適用可能であるREFLA/TRACコードの解析結果を仲介として、上述の各パラメータが炉心内熱水力挙動に与える影響を検討した。その結果、いずれの効果についても基本的な熱水力挙動は1515型で得られたものと変わらず、1515型模擬燃料集合体で得られた知見は実炉の燃料熱特性の体系にも適用できることがわかった。
秋本 肇; 阿部 豊*; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-Data/Code 94-006, 40 Pages, 1994/07
JAERI-Data-Code-94-006.pdf:1.26MB
PWRプラント内の熱水力挙動の解析では、各部の圧力バランスにより流体の流れ方向が決定されるため、各部の圧力損失を正しく予測することが重要である。TRAC/PF1/MOD1コードによる圧力損失計算の予測精度を改良するために、壁面剪断力の気液への配分方法の改良、壁面剪断力相関式へのBaroczy相関の導入、および流路の拡大/縮小部における運動量保存式の差分方法の改良を行った。単管実験による圧力損失データ、Marviken臨界流試験データ、および円筒炉心試験で得られた破断コールドレグにおける圧力損失データを用いて予測性能を評価した結果、上述の改良により、TRAC-PF1コードでみられた原相関式とコードによる計算結果の不一致、拡大/縮小部における数値的原因による大きな圧力損失の評価誤差がなくなること、TRAC-PF1コードに比べて格段に精度よく圧力損失を予測できることを確認した。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-M 94-037, 66 Pages, 1994/03
REFLA/TRACコードは、軽水炉内の熱水力挙動解析のために原研で開発を進めている最適予測コードである。REFLA/TRACコードは米国で開発されたTRAC-PF1/MOD1コードを骨組みとし、再冠水モデル、凝縮モデル、界面摩擦モデル等を原研で改良したものである。これまでに改良モデルの妥当性を種々の分離効果試験データを用いて検証してきた。本報告はPWR大破断LOCA事象に対する予測性能をLOFT L2-5試験データを用いて総合的に評価した結果をまとめたものである。計算結果と測定結果とを比較検討した結果から、REFLA/TRACコードにより、破断流量、非常用炉心冷却水のバイパス量、被覆管温度履歴等の主要なパラメータを良好に予測できることがわかった。その結果、REFLA/TRACコードによりPWR大破断LOCA時のシステム内熱水力挙動を安定かつ高速に実用上十分な精度で予測できることを確認できた。
井口 正
JAERI-M 94-008, 32 Pages, 1994/02
管群流路内の低質量流量条件下におけるボイド率に及ぼす相当直径の影響を、空気・水実験により評価した。併せて、低質量流量条件下での管群流路内のボイド率が管状流路内のボイド率に比べて小さい理由を検討した。更に、低質量流量条件下の蒸気・水2相流による管群内ボイド率をよく予測するCunningham-Yeh式の空気・水2相流への適用性を検討した。実験の結果、相当直径を大きくするとボイド率は大きくなり、その定量的影響は管状流路の場合と同じ表式で見積ることができることが分かった。流動観察から、管群流路では複雑な形状の気体スラグが形成されるなどの特徴があり、サブチャンネル間の流動の不均一性が管状流路内のボイド率との違いの原因であると考えられた。Cunningham-Yeh式に相当直径補正項及び粘性補正項を導入することにより、本実験結果を15%の誤差範囲で予測できた。
秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊*; 村尾 良夫
JAERI-M 93-028, 252 Pages, 1993/03
REFLA/TRACコード整備の第一段階として、TRAC-PF1コードの予測性能の把握と問題点の摘出を目的として、PWRの大破断LOCA実験を対象とした予測性能評価計算を行った。評価計算は、個々の現象に対する予測精度を把握するために、総合試験とともに臨界流、対向流、コールドレグ部の凝縮及び再冠水を対象とした分離効果試験に対しても行った。本報告書は、その評価計算結果をまとめたものである。評価計算の実施により、PWR大破断LOCA時の主要な現象に対するTRAC-PF1コードの予測性能と問題点を把握できた。より精度の高い計算を効率よく行うためには(1)ブローダウン期の炉心内熱伝達モデル(2)ダウンカマにおけるECC水バイパスモデル(3)蓄圧注入系作動時の凝縮モデル(4)再冠水時の炉心熱水力モデルの見直しが必要であることがわかった。
17 type fuel assembly of PWR大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(3), p.187 - 202, 1993/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)REFLAコード炉心熱水力モデルのPWR1717型燃料集合体への適用性を評価した。同モデルは従来1515型燃料集合体に対し開発されてきたものである。1515型と1717型燃料集合体とでは、(1)集合体形状及び(2)支持構造が異なる。(1)及び(2)の効果を実験的に調べると共に、そのデータを使い適用性を評価した。REFLAコードの膜沸騰熱伝達及びボイド率モデルは各モデルの誤差範囲内(30%)で1717型燃料集合体へ適用できることがわかった。支持構造の違いは、ターンアラウンド温度には影響しなかったがクエンチ速度には影響した。1717型の支持構造の場合にはクエンチ速度は低くなり熱伝達率の増加するのが遅れたため、REFLAコードにより評価モデル(EM)条件における被覆管最高温度(PCT)に及ぼす支持構造の効果を評価した。その結果、支持構造の違いはEM条件でのPCTに影響しない事がわかった。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-M 93-027, 66 Pages, 1993/02
PWR LOCA再冠水期の炉心内熱水力学的挙動に対するTRAC-PF1コードの予測性能を向上するために、原研で開発された再冠水解析コードREFLAの物理モデルをTRAC-PF1コードに組み込んだ。両コードの物理モデルを比較し、(1)村尾-井口のボイド率相関式(2)液滴に対する抵抗係数相関式(3)膜沸騰領域の熱伝達相関式(4)クエンチ速度相関式(5)噴霧流に対する熱伝達相関式を選択し、TRAC-PF1コードに導入した。ボイド率を等価な界面剪断応力相関式に変換する方法を導出した。また、変換手法が解の安定性に与える影響について検討した。円筒炉心平坦出力試験データを用いて予測性能を評価し、上記の改良により再冠水時の炉心内熱水力学的挙動に対する予測性能が改善されることを確認した。また、セル分割法を種々に変えた感度解析を行い、改良モデル使用時のセル分割法に対する指針を得た。
G.Yadigaroglu*; R.A.Nelson*; V.Teschendorff*; 村尾 良夫; J.Kelly*; D.Bestion*
Nucl. Eng. Des., 145, p.1 - 35, 1993/00
被引用回数：24 パーセンタイル：87.94(Nuclear Science & Technology)本論文は主として二流体モデル型原子炉システムコードに使われる再冠水現象モデルの最新の知見について各国(スイス、米国、ドイツ、日本、フランス)の専門家がまとめたものである。又、関連したコード開発に関する重要事項についてもまとめられている。本論文では、特に、モデル化の問題として、二流体で近似は十分か否か、多次元効果はどのようなものか、空間・時間平均化の問題点、単管とバンドル形状での現象の差異、システム効果、多次元効果実験の成果、計算コード用モデル、流動様式、液滴流モデル等について述べている。
