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秋本 肇; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 85-027, 88 Pages, 1985/03
加圧水型原子炉の冷却材喪失事故再冠水期におけるシステム挙動と炉心内熱水力挙動に対する炉心内半径方向出力分布形の影響を調べる目的で、平坦な半径方向出力分布形での試験を行った。急峻な半径方向出力分布形での試験結果との比較検討により、以下のことが明らかとなった。(1)炉心を除く一次系内での熱水力挙動に対して、炉心内半径方向出力分布形の影響は小さかった。(2)炉心周辺での差圧は、炉心内半径方向出力分布によらずほぼ等しかった。(3)上述の試験結果はREFLA-1DS、WREM等の原子炉安全性解析コードによるシステム解析で採られている解析手法を支持する。(4)急峻出力分布試験では、炉心中央(高出力)領域での熱伝達率が、炉心周辺(低出力)領域での熱伝達率に比べて高かった。半径方向出力分布形加炉心冷却に与える影響について、今後検討する必要がある。
大久保 努; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 85-026, 89 Pages, 1985/03
本報告書は、1983年5月12日に実施された円筒第2次炉心試験C2-4(Run62)の評価を行ったものである。本試験は、円筒第2次炉心試験装置による試験の再現性を検討するために実施された。その為本試験の条件は、以前に行れた基準試験(試験C2-SH1)と同一に設定された。本試験のデータを試験C2-SH1のデータと比較して以下の結果が得られた。(1)両試験に於ける初期および境界条件は、炉心バレル及び下部プレナム水の温度を除けばほぼ同一であった。後者の差は、最大で6K程度観測された炉心入口サブクール度の差を生じたと考えられる。(2)システム挙動はほぼ同一であった。(3)炉心冷却挙動は、高出力領域上部で発熱体表面温度に見られたわずかな差を除けば、ほぼ同一であった。(4)上記(3)の差は小さく(1)で述べた差による事を定性的に説明できることから、実用上、円筒第2次炉心試験の熱水力挙動に再現性があると考えられる。
井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 85-025, 89 Pages, 1985/03
CCTFにより低出力条件(平均初期線出力1.18kw/m)の再冠水試験を行い、その試験結果を基準試験(1.40kw/m)の結果と比較した。再冠水過程初期(
100S)には、炉心出力が異なっていても炉心での発生蒸気量が等しいため熱伝達率はほぼ等しく、その結果低炉心出力条件で破覆管温度およびターンアラウンド温度は低下した。再冠水過程中期以降(
200S)になると、低出力条件で炉心での発生上記量は減少し、そのため熱伝達率は大きく、クエンチ点は急速に進行した。以上の出力効果は、米国で行われたFLECHT-SET試験の出力効果と一致した。
傍島 真; 岩村 公道; 阿部 豊; 大貫 晃; 数土 幸夫; 刑部 真弘; 安達 公道
JAERI-M 84-223, 194 Pages, 1984/12
加圧水型炉における冷却材喪失事故のブローダウン終期からリフィル、再冠水過程について調べる目的で大型再冠水試験計画が日・米・西独の協力のもとに実施されている。平板炉心試験は円筒炉心試験と共に大型再冠水試験計画の一翼をなし、炉心の2次元熱流体挙動と再冠水現象における炉心と上部プレナムとの流体の相互作用を研究の主目的としている。下部プレナム注入の重力冠水試験では、まず強制冠水試験には含まれていないダウンカマの影響を調べた。ダウンカマへの蓄水が炉心部の蓄水を上回るにつれ炉心入口流量が増え、強制冠水より炉心下部の冷却が多少よくなるというわずかな相異はあったが、全体的な冷却挙動は類似していた。次に蓄圧系注入なしの低速冠水の特性とブロッケージ部の冷却への影響を調べた試験では、全体的に冷却が悪く、ブロッケージ上部のクエンチ遅れが観測された。FLECHT-SEASET試験との特性比較の試験では、総観的に類似性が見られたものの、平板炉心の温度分布等には2次元性が存在し、また前面ブロッケージのクエンチ特性とは異る特性を示した。
秋本 肇
JAERI-M 84-042, 74 Pages, 1984/03
加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の一次系ループにおける熱水力挙動に対するTRAC-PF1コードの予測性能を評価することを目的として、円筒炉心試験C1-19(Run 38)の試験結果と、TRAC-PF1コードによるパラメータ計算結果とを比較検討した。その結果以下のことが明らかとなった。(1)適切な付加摩擦損失係数を入力することで、TRAC-PF1コードにより、低圧注入系注水時のループ流動抵抗係数を10%以内の評価誤差で予測できた。(2)従来のTRAC計算でみられた蒸気発生器の二次側から一次側への総伝熱量の過小評価は、蒸気発生器伝熱管へ流入するニ相流のクオリティが従来の計算では高めに評価されたためである。(3)TRAC-PF1コードの予測性能を向上するためには、今後(a)蒸気発生器入口プレナム部での蓄水モデル(b)蒸気発生器における熱伝達モデル(c)凝縮二相流中のニ相臨界流モデルの諸点についてさらに検討する必要がある。
秋本 肇
JAERI-M 84-041, 38 Pages, 1984/03
冷却材喪失事故再冠水時の熱水力挙動に関するTRACコードの予測性能評価を目的として、円筒炉心試験評価モデル試験を例に、TRACコード計算結果と試験結果の比較検討を行った。試験結果との比較から、再冠水初期にはダウンカマ炉心間U字管型振動・発熱棒のターンアラウンド温度の評価で、再冠水後期では炉心内蓄水速度・上部プレナムからのキャリオーバ水量・蒸気発生器での伝熱量評価で実験結果との一致が悪いことがわかった。一方再冠水後期の炉心入口流量と発熱棒のクエンチ速度は精度よく計算された。今後予測精度を向上するためには圧力容器内の水力モデル・蒸気発生器伝熱モデル等について再検討する必要がある。またTRACコードは圧力容器内で三次元的な流動を予測したが、その信頼度を評価することはできなかった。今後実験・解析の両面から予測された多次元的な流動の検証を行い、その影響を評価することが必要である。
大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 84-036, 73 Pages, 1984/03
本報告は、1982年1月27日に実施された円筒率第2次炉心試験・第2回検収試験C2-AC2のデータの評価を行ったものである。本試験では、円筒第1次炉心試験装置を第2次炉心試験装置の間の熱水力挙動の相違を調査する事を目的として実施された。このため、試験条件は、円筒率第1次炉心試験C1-21(Run40)とほぼ同一に設定された。これら2つの試験データを比較して、以下の知見が得られた。(1)第2次炉心装置でのシステム挙動は、第1次炉心装置でのものとほぼ同様なものであった。(2)第2次炉心装置での炉心挙動は、トップクエンチ挙動を除けば第1次炉心装置でのものとほぼ同様なものであった。(3)両装置でのトップクエンチ挙動の相違は、以下のとおりである。(i)第1次炉心試験で観測された上部炉心板の開孔の下で起こる選択的なトップクエンチは、第2次炉心試験では観測されなかった。(ii)第2次炉心試験では、初期平均線出力密度が1.69kw/mより大きな領域で、トップクエンチの発生が少なかった。
傍島 真; 岩村 公道; 大貫 晃; 阿部 豊; 数土 幸夫; 刑部 真弘; 安達 公道
JAERI-M 83-237, 157 Pages, 1984/01
平板炉心再冠水試験は、円筒炉心再冠水試験と共に大型再冠水試験の一部をなすもので、炉心部の二次元的挙動や、炉心と上部プレナム間の流体挙動の再冠水現象に及ぼす影響の解明を主目的としている。試験現象の再現性を検討するために、二組のくり返し試験を行い比較した。再現される熱流動現象の範囲を明らかにし、特異な挙動についてもデータを検討した。その結果、熱流動や炉心の大部からの冷却の挙動には十分な再現性があること、ならびに特異挙動と見られる現象にも多くは統計的再現性があることなどが分った。再現する現象を使用して、計測器の信頼性についても調べた。いくつかの計測器にはそれ自身の再現性が乏しく、改善の余地がある。
久木田 豊; 加藤 正美*; 守屋 公三明*; 黒木 道雄*; 生田目 健*; 斯波 正誼
JAERI-M 83-186, 171 Pages, 1983/10
本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験において得られた試験結果のうち、昭和53~55年度に実施した水放出試験12ランにおける蒸気凝縮荷重の定量的評価を行ったものである。蒸気凝縮振動およびチャギング現象によってもたらされる圧力抑制プールバウンダリ荷重の大きさを、RMS値、パワスペクトル密度、応答スペクトルによって評価し、これらの量の上限値を与えるデータを選択することによって、実炉の荷重を保守的に評価するためのデータベースを作成した。また、熱水力条件と荷重の大きさとの関係、ならびにチャギングによる荷重に対するベント管相互の非同期の影響について調べた。
生田目 健*; 久木田 豊; 竹下 功
JAERI-M 83-185, 44 Pages, 1983/10
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験を用いて行った試験のうちの7ランについて、一次系からの放出流量とベント管内の蒸気流速の評価を行った。本評価は、ブローダウン時の格納容器内熱水力挙動に支配的な影響をおよぼすこれらのパラメータの時間変化を評価することにより、試験データの解析に資することを目的としている。一次系放出流量の計算にはRELAP4/Mod5コードを用い、圧力容器内の圧力、ボイド率分布、混合水位などに関して計算結果が試験結果と一致するように、RELAP4の入力パラメータである流路損失係数、気泡速度・気泡分布係数、および放出ノズルにおける流出係数を調節した。ベント管内の蒸気流速は、一次系から流出した流体がドライウエル内で断熱かつ準定常な変化をすると仮定して計算した。
須藤 高史; 村尾 良夫
JAERI-M 83-140, 63 Pages, 1983/09
本報告書は、大型再冠水効果実証試験の中の円筒炉心試験装置による第1回試験(C1-1、Run010)に注目し、ループ抵抗の再冠水挙動に与える影響を調べたものである。本試験では、ポンプ模擬部オリフィス径を小さくし、ループ全体の抵抗を、基準試験(C1-5)より約40%大きくした。本試験と基準試験とを比較し、次の事が得られた。・ループ蒸気流量は、ループ流動抵抗増大のため、約20%減少し、炉心冠水速度も同様に約20%減少した。・この結果、炉心熱伝達率は低くなり、ターンアラウンド時間、クエンチ時間はともに長くなった。・炉心発熱体の到達最高温度は1088Kであり、これは基準試験結果より50K高い。
須藤 高史*; 村尾 良夫
JAERI-M 83-121, 101 Pages, 1983/08
大型再冠水円筒炉心試験では、一次系の減圧過程を含む再冠水試験をリフィル模擬試験と呼んでいる。Cl-4では系を0.6MPaから0.2MPaに減圧させながら、ECC注水を開始し、Cl-15では、蓄圧系注水終了後窒素ガスを更に注入し、その影響をみた。得られた主な結果は次のとおりである。・減圧過程では、下部プレナム内の飽和水のフラッシングがみられた。・サブクール水のコールドレグ注入により、蒸気凝縮が生じ、減圧過程中に、健全ループ中い多量の蒸気が流れ、圧力容器減圧を加速した。・炉心蓄水量が初期に小さく、炉心入口流体温度も高くなり、基準試験(C1-2)に比べ、炉心熱伝達が低くなった。・窒素ガス注入による顕著な影響は観測されなかった。
須藤 高史; 村尾 良夫
JAERI-M 83-115, 98 Pages, 1983/07
本報告書は、大型再冠水効果実証試験計画の中の円筒炉心試験装置によるC1-18(Run37)とC1-8(Run17)両試験に注目し、ループシール部留水の再冠水挙動に与える影響を検討したものである。得られた主な結論を次に示す。・炉心で発生した蒸気は、ループシール部留水を再冠水後32秒で押し出して流れはじめ、65秒で押し出してしまう。・ループシール部が水でシールされている間は、炉心蓄水は低く抑えられ、炉心内熱伝達は向上しなかった。そのため、ターンアラウンド温度は高くなった。・ループレール部留水を押す力は、ダウンカマ内蓄水類により得られる。そのため、この留水を押し出し、蒸気が流れはじめるまでの時間は、ECC水の注入流量に影響された。
山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健
JAERI-M 83-101, 108 Pages, 1983/07
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験では、装置固有のFSI(Fluid Structure Interaction)の影響を軽減することを目的として、昭和56年8月20日から11月25日にかけて格納容器のシェルおよびウェットウェル底面の強化工事を実施した。また、試験データの質、量の拡充をはかるため、試験開始以来、数次にわたりデータ計測系の増設や改造を実施した。本報告書は格納容器強化工事とデータ計測系の増設および改造の仕様と、主要な計測データの誤差についてまとめたものであり、試験データの解析、評価のための利用に供する。
秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 83-091, 108 Pages, 1983/06
加圧水型原子炉の冷却材喪失事故再冠水期における炉心冷却挙動とシステム挙動に及ぼすコンテインメント圧力の影響を調べるために、円筒炉心試験装置を用いて3回の試験を行なった。試験結果の比較検討から以下のことが明らかとなった。(1)コンテインメント圧力が高くなる程、炉心内での熱伝達が良くなった。(2)コンテインメント圧力が高い時程、炉心入口流量が大きくなった。この傾向はFLECHT-SET試験と同様であったが、圧力上昇に伴なう入口流量の増加割合は、FLECHT-SET試験に比べて小さかった。これは主に円筒炉心試験ではFLECHT-SET試験ではみられなかった大きな破断コールドレグ圧力損失が存在したためと考えらえる。(3)コンテインメント圧力によるシステム効果を式(4)及び(5)により定量的に説明することができた。
安達 公道; 数土 幸夫; 深谷 好夫; 鈴木 紀男; 若林 隆雄; 傍島 真; 大山 勉; 新妻 泰; 岩村 公道; 刑部 真弘; et al.
JAERI-M 83-080, 171 Pages, 1983/06
平板炉心試験装置は、円筒炉心試験と共に、大型再冠水効果実証試験計画の一部をなし、PWRの冷却材喪失事故の再冠水課程における、二次元的な炉心熱水力挙動を実験的に解明することを主目的としている。本計画は、日本、米国、西独間の研究協力取極め(2D/3D協定)に基づき、三国間の共通の基盤に立って進められている。本報告書は、平板炉心試験装置(SCTF)第一次炉心の設計の方針および愛用を紹介して、本試験から得られるデータの有効利用を計るものである。
安達 公道; 数土 幸夫; 傍島 真; 岩村 公道; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊
JAERI-M 83-079, 116 Pages, 1983/06
本報は、大型再冠水効果実証試験・平板炉心第1次炉心試験の強制冠水試験シリーズのうち、系圧力を変化させて行った3つの試験のデータに基づき、再冠水現象に及ぼす系圧力の影響を検討したものである。系圧力の変化範囲は、0.2MPaを基準値として、0.15MPaから0.4MPaまでであり、主な検討項目は、炉心の全体的な温度挙動、クエンチに到る発熱棒表面の熱伝達率及び熱束の変化、炉心や上部プレナムの2次元的な熱水力挙動、およびホットレグキャリオーバの4項目である。本報告の内容は、加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時再冠水過程の炉心熱水力挙動の解析評価に重要な情報を提供するものである。
久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼
JAERI-M 82-188, 59 Pages, 1982/12
格納客器圧力抑制系信頼性実証試験に使用されている圧力変換器の動特性を、既知の特性を有する変換器との比較によって計測した。この結果、良好な特性を得るためには導圧管内の気泡の除去に注意すべきことが明らかになった。試験結果にもとづき圧力変換器の改造を行い、200Hz以下の周波数で充分に良好な特性が得られるようになった。また、導圧管の共振周波数が集中定数系モデルにより子測できることを示した。
久木田 豊; 竹下 功; 生田目 健; 加藤 正美*; 守屋 公三明*; 斯波 正誼
JAERI-M 9665, 143 Pages, 1981/10
本報告は、現在原研において実施している格納容器圧力抑制系信頼性実証試験によって得られた試験結果のうち、最初の8ランの試験における蒸気凝縮時の圧力振動に関する試験結果について統計的解析、周波数解析を行ない、評価を加えたものである。チャギング、C/Oによる蒸気凝縮荷重について、多ベント系における圧力振動源の間に非同期が存在していること(多ベント効果)を明らかにした。また、ベント管内およびプール内での圧力振動の伝播特性、FSI効果、ベント管横向荷重についても検討を行い、蒸気凝縮による動荷重評価のための有益な知見を得た。さらに本解析を通して、今後の試験計画、解析において実施すべきことも明らかになった。
竹下 功; 久木田 豊; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 9405, 121 Pages, 1981/03
本報告書は、昭和54年11月9日に実施したTEST1205のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。本試験ではバキュームブレーカを閉状態で固定し、その他の試験条件は同一破断口径による基本ケースであるTEST1203とほぼ同一に設定した。本試験におけるプールスウェル時のウェットウェル気相部最高圧力、ならびにダイアフラムフロア上向き差圧の値は、TEST1203の結果をやや上回り、プールスウェルに対するバキュームブレーカの効果が有意であることが示された。なお本レポートは、先にJAERI-memo 8875として刊行したものの公開版である。
