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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。
与能本 泰介; 安濃田 良成
IAEA-TECDOC-1149, p.233 - 246, 2000/05
原研では、受動安全系に関する研究をROSA/LSTF装置を用いた進めている。これまで、おもに、蒸気発生器(SG)二次側自動減圧系(SADS)と重力注入系(GDIS)を組み合わせて使用する安全系の特性を検討している。この安全系では、SG二次側を除熱源とし自動循環冷却することにより一次系を減圧し、GDISにより長期炉心冠水を維持する。実験結果は、SADSのみで一次系圧力をGDIS作動圧力0.2MPaまで減圧でき、その後、安定した長期冷却が達成できることを示した。この間SG伝熱管群において非一様流動が見られたが、この効果はSG伝熱面積を実効的に減少させるものであるため、これを考慮しないRELAP5解析では、減圧速度を過大評価するとともに安定な低圧自然循環を再現できなかった。そこで、非一様効果の原因を検討し、自然循環挙動予測のための簡易計算手法を提案するとともに、その有効性を確認した。
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：63.01(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。
浅香 英明; 久木田 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(2), p.101 - 110, 1995/02
被引用回数：18 パーセンタイル：82.89(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。本報は、PWRの小破断LOCA時における蒸気発生器(SG)2次側の意図的減圧操作のもたらす結果について、ROSA-IV/LSTF装置を用いて実験的に調べたものである。実験では、炉心上部が露出した直後に運転員がSG2次側逃し弁を開固定した。その結果、1次系圧力は、2次側圧力に追随しながら蓄圧注入系(ACC)の注入圧力まで低下した。しかし、この減圧操作により圧力容器内の冷却材の一部が減圧SG側ループ内に移動し蓄積するため、炉心水位が低下すること(悪影響)も明らかになった。原研改良版RELAP5/MOD2コードにより1次系及び2次系の圧力挙動が良く予測できた。
