2000年度

Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydrqulics and Safety (NTHAS2)

290132
Simulation of rising bubbles and mesurement of interfacial area
渡辺正 ; 海老原健一
Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydrqulics and Safety (NTHAS2), p.422-429(2000) ; (JAERI-J 17852)

　二成分二相格子ボルツマン法により上昇気泡の3次元シミュレーションを行った．また，格子点での各相の体積率と界面積を周囲の相分布から求める手法を提案した．単一気泡の場合，上昇中に形状が変形し振動する様子が見られ，これらが界面積の増加，振動に対応することが確認された．上下2つの気泡の場合，上側の気泡の後流の影響により下側の気泡の上昇速度が早く，上側の気泡に追いつくことにより合体が起こることがわかった．界面積は，合体中は減少し，その後形状変化により増加，振動を起こすことが示された．また，気泡径によっては合体後に分裂するケースもあることがわかり，分裂が気泡中心部から起こること，分裂時には界面積が大きく増加することが明らかとなった．これらの結果から，二相流の基本現象と界面積の変化が本手法により良好にシミュレーションできることが示された．

290069
Behaior of a lighter fluid intrusion into a flowing heavier fluid in simulating reactor horizontal leg
柴本泰照 ; 久木田豊* ; 与能本泰介 ; 安濃田良成
Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydrqulics and Safety (NTHAS 2), p.374-380(2000) ; (JAERI-J 17799)

　原研で実施されたROSA/AP600実験において，静的余熱除去系作動後にコールドレグ内で最大温度差約150Kの顕著な温度成層が観察された．本報では，大気圧装置の実験を行い，このような成層形成時(流動冷水に対向して侵入する熱水の挙動)についての実験及び解析結果を報告する．実験では，実機相当の密度差を模擬するために，作動流体に飽和塩水と淡水を使用した．解析では，一次元運動量バランスを仮定したモデルを提案し，実験データ及び文献値との比較によりその妥当性を検証した．その結果，侵入速度が遅い領域では壁面及び密度界面の摩擦効果を考慮する必要があることを示した．またトタールの侵入流量については，自由界面の不安定性発生条件により説明できることを示した．

290131
Calculation of thermal-hydraulic behavior of horizontal heat exchanger with parallel tubes
近藤昌也 ; 大谷悦男* ; 中村秀夫 ; 浅香英明*; 安濃田良成
Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydrqulics and Safety (NTHAS2), p.344-350(2000) ; (JAERI-J 17851)

　並列伝熱管を有する横型熱交換機の熱水力挙動をRELAP5/Mod3.2コードを用いて計算した．計算は，異なる2次側条件を持つ2本の並列伝熱管を用いて行った．すなわち，飽和熱交換器上部の伝熱管を模擬した二相流を2次側に有する伝熱管と，熱交換器下部の伝熱管を模擬したサブクール水を2次側に有する伝熱管とを並列としたモデルを用いて行った．計算の結果，この2次側条件の相違は，冷却能力の高い伝熱管により多くのガスが流入するという不均一な伝熱管流量配分を引き起こしたが，流量の振動など流動の不安定性を招くことはなかった．また，ガスに含まれる非凝縮性ガスについては，2次側条件が変わらない限り，伝熱管流量配分にほんど影響しなかった．この結果，計算の対象とした横型熱交換器は極端な2次側条件下であっても安定した状態で十分な除熱能力を示すことを確認した．

290130
Single U-tube Testing and RELAP5 code analysis of PCCS with horizontal heat exchanger
中村秀夫 ; 近藤昌也 ; 浅香英明 ; 安濃田良成 ; 田畑広明* ; 小幡宏幸*
Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydrqulics and Safety (NTHAS2), p.336-343(2000) ; (JAERI-J 17850)

　横型熱交換器を用いた静的格納容器冷却系(PCCS)の性能評価に必要なデータを得るため，単一の水平U字管を用いた管内凝縮伝熱の基礎試験を(株)日本原子力発電との研究協力で行った．口径32mm，伝熱長8mの試験体を用いた基準流動条件(圧力: 7気圧,入口蒸気流量: 1%崩壊熱出力相当,非凝縮性ガス分圧: 1%)での試験等から，高いガス分圧(≦20%)でも良好な除熱性能が得られることや圧力損失，排気，排水の各特性でも良好な結果を得て，横型熱交換器のPCCSへの適用性を確認した．RELAP5/MOD3コードを用いた実験後解析では，オリジナルコードが凝縮伝熱を過小評価したため，基礎伝熱試験をもとに選定した凝縮伝熱やガスによる伝熱劣化のモデル群を組み込むとともに，凝縮終了後の伝熱管内ガス停滞挙動を表現するノード法の考案等で，実験を良好に予測するコード改良ができた．今後，計画中の多次元流動に着目した大型モデル試験の解析を行うとともに，実機での各種過渡におけるPCCS挙動を予測・評価する．

290129
Feasibility study of BWR-type reduced-moderation water reactor core design in thermal-hydraulic view point
新谷文将 ; 呉田昌俊 ; 秋本肇
Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydrqulics and Safety (NTHAS2), p.309-314(2000) ; (JAERI-J 17849)

　現在概念設計中のBWR型低減速スペクトル炉の炉心を対象として，熱水力学的観点から成立性の検討を行った．検討には過渡熱水力解析コードTRAC-BF1を用いた．定格運転状態と流量低下時の過渡状態の検討を行った．定格運転時については，沸騰遷移の発生の有無を検討するとともに，圧力損失の大きさを既存炉と比較検討した．流量低下事象については，沸騰遷移の発生の有無及び最高燃料被覆管温度の安全基準との比較について検討した．検討は，冷却系システムの設計が実施中であることから，炉心のみを対象とし，炉心入口，出口条件を既存のBWRの安全解析結果をもとに設定して行った．解析結果は，すべての概念検討中の炉心は熱水力学的に成立可能であることを示した．