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与能本 泰介; 大津 巌; 中村 秀夫; 近藤 昌也; Svetlov, S.*
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.215 - 220, 2002/06
日本原子力研究所では、軽水炉の安全性評価・確認のために整備した一連の研究施設を用いて、将来型原子炉の安全性解析手法や最適設計手法の高度化を目指した研究を進めている。主たる対象は、近い将来に安全審査が行われる可能性のある大型軽水炉(APWR+, ABWR-II)であるが、いわゆる革新的原子炉も検討対象に含まれている。この計画では、ROSA/LSTF装置等の大型の熱水力装置を用いて実証的な実験,現象理解や性能把握のための基礎実験,コード整備を行う。本論文では、APWR+の新型安全系やAM策の評価のために重要な自然循環について、これまでの関連する実験結果の概要をまとめ、非一様流動の把握,解析が最重要であることを述べる。また、革新的原子炉用の非常用熱交換器での凝縮現象に関し、ロシアのSPOT実験を用いた将来の相関式の評価、並び、二相流流動と伝熱の同時計測を特徴とする基礎実験についてまとめる。
高瀬 和之; 柴田 光彦; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 功刀 資彰*
Proceedings of 10th International Symposium on Flow Visualization (ISFV-10) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/00
原子炉異常時の圧力上昇を抑制するための安全装置としてサプレッションタンクシステムがある。原子炉本体からの高温蒸気はリリーフ配管を介してサプレッションタンク内の低温水中に侵入し、凝縮する。サプレッションタンクシステムの構成要素であるリリーフ配管形状や蒸気噴出口径などは、従来から実験で得られた知見を基に設計されてきた。そこで、本研究では、水-蒸気間の直接接触凝縮挙動を現象論的にモデル化することによって、これら構成要素を数値解析によって設計できる手法の確立を目指した。具体的には、計算セルごとの気相と液相の割合に応じて潜熱相当分の熱量を加減することによって水-蒸気間の凝縮挙動をモデル化した。モデル実験では、蒸気凝縮に伴い水槽内に発生する気泡の流動分布を高速度カメラとスリット光を用いて可視化し、得られた可視画像にPIV処理を行って流速,移動量等の定量データを求めた。実験で模擬したリリーフ配管形状は鉛直管及び多孔管の2種類である。実験で得られた気泡挙動(生成,拡散,断列,細分,消滅など)の傾向を、本提案の凝縮モデルを使って良く模擬できることがわかった。今後は、サプレッションタンク構造を模擬した大きな体系での予測計算を行い、本提案の凝縮モデルの予測性能について検証する考えである。
中村 秀夫; 片山 二郎; 安濃田 良成; 久木田 豊
日本機械学会第69期通常総会講演会講演論文集,Vol. B, p.456 - 458, 1992/00
原子炉停止時に炉心崩壊熱を除去する余熱除去系の機能喪失事象について、ウェスティングハウス型加圧水型原子炉を模擬したROSA-IV/LSTF装置を用いて、原子炉1次系に開口部の無い条件での模擬実験を行った。その結果、事象発生後、炉心冷却材の沸騰及び1次系の圧力上昇は、炉心出力等に依存するものの、今回の実験条件では、10分程度の早期に開始することがわかった。更に、1次系の圧力は、2次側に冷却材を持つ蒸気発生器(SG)の2次側圧力に依存し、SG2次側圧力の制御により圧力上昇を抑制することができること、また、非凝縮性ガス(今回実験では空気)が1次系内の各部、特に2次側に冷却材を持つSGの細管内に集まり蒸気凝縮を妨げると共に、1次系の圧力上昇に大きな影響を与えることなどがわかった。