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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：2 パーセンタイル：29.31(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。
田坂 完二; 小泉 安郎; 久木田 豊; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 入子 真規; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘
Nuclear Technology, 71, p.628 - 642, 1985/00
被引用回数：5 パーセンタイル：59.05(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置において10回のBWRのLOCA総合模擬実験が行われた。破断位置は再循環ポンプ吸込側配管であり、破断面積は0~200%に変化させられた。100%は配管断面積に対応する。またいずれの実験においても高圧スプレー系の故障が仮定された。5%以下の破断では自動減圧系の作動により系は減圧し、50%以上の破断ではダウンカマでの再循環系への出口配管の露出により急減圧し、5~50%の破断では両方のメカニズムで減圧した。減圧にともない低圧ECCSが作動し、高圧スプレー系が不動作でもプラントの冷却状態は回復した。THYDE-B1コードは単純なランプトパラメータモデルに基づいているが系圧力,炉心混合水位および燃料表面温度を破断面積によらずかなり精度よく計算できることが明らかとなった。
入子 真規*; 久木田 豊; 田坂 完二
JAERI-M 84-188, 97 Pages, 1984/10
ROSA-III装置によるBWR冷却材喪失事故模擬実験の結果を用いて、原研で開発された計算コードTHYDE-B1/Mod 0の性能評価を行った。使用した実験結果は、再循環ポンプ入口側配管破断を模擬した実権10ランの結果であり、破断面積は、配管断面積(縮尺値の0%から200%にわたっている。実験結果と計算結果との比較により、THYDE-B1コードが冷却材喪失事故時の基本的な熱水力挙動を定性的に再現することが明らかとなった。ただし、本コードでは小破断事故への適用を前提として解析モデルを単純化しているため、中破断実験(破断面積5%以上、50%以下)では破覆管最高温度が約100
C過小に予測された。
村松 健; 秋元 正幸
JAERI-M 82-126, 102 Pages, 1982/08
THYDE-B1/MOD1はBWRのECCS特性評価を目的として原研で開発したコードシステムの一部であり、小破断LOCA時の原子炉冷却系の挙動を、主として圧力と水位の挙動に注目して解析する。冷却水の挙動は、均質流・熱平衡の仮定を基くボリューム・ジャンクション・モデルにより計算する。本コードの特徴は、1個のボリューム内の冷却水の状態を、未飽和相、飽和混合相、蒸気相、の三領域に区分して記述する三領域ノードモデルを導入した点である。このモデルは単純ではあるが、小破断LOCAの解析には適切である。このコードには、BWRのシステム挙動を解析するために必要となる核動特性モデル、熱伝達モデル、ポンプモデル等のモデルが備えられている。本報告書はこのコードの解析モデル、解法、入力データ等を記述したものである。
志水 孝司*
JAERI-M 82-094, 101 Pages, 1982/08
原研で開発したBWR用ECCS性能評価コードシステムの中の原子炉主循環系の伝熱流動を解析するALARM-B2コードとTHYDE-B1コードの検証計算の一環として、WREM/J2コードシステムの構成コードRELAP4/MOD6/U4/J3との比較計算を行った。本報は、この計算から明らかとなったモデルの相違による影響や問題点について記述したものである。
村松 健; 新谷 文将; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 安部 信明*; 田坂 完二
JAERI-M 9413, 91 Pages, 1981/03
THYDE-B1はBWRの非常用炉心冷却系(ECCS)の性能評価のために開発されたコードであり、冷却材喪失事故(LOCA)時の一次系の熱水力的応答を解析する。特に小破断の場合の炉内圧力と炉心水位の挙動の解析に適したモデル構成を採っている。本コードの検証のためにBWR/LOCAの総合実験装置ROSAIIIによる、再循環ループの5%破断を模擬した実験RUN804を解析した。解析においては、圧力と水位の計算に影響する数種の入力パラメータに関する感度解析も合わせて行った。炉心水位および燃料棒温度の計算結果は実験結果と定性的によく一致し、これにより小破断LOCAでは水位低下により燃料温度の上昇が起こることを再確認し、また同コードの水位計算モデルが小破断LOCAに適用可能であることを示した。また精度向上のために炉心スプレイによる冷却のモデル等の改良が必要であることも指摘した。
