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竹田 武司; 國富 一彦; 馬場 治
Proc. 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 1; NURETH6, 0, p.1483 - 1488, 1994/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒スタンドパイプの内部には、クラッチ及びモータ機構等により構成される制御棒駆動装置(CRDM)が収納されている。CRDMの温度が180
Cを超える場合には、クラッチの絶縁材の耐熱性が損なわれ、CRDMが正常に機能しないことが考えられる。そのため、制御棒スタンドパイプ廻りの空気流の流れ分布と温度分布を解析及び試験により求めた。空気流の3次元熱流動解析は、熱流体解析コードSTREAMを用いて行った。試験では、スタンドパイプ廻りの空気流を表面タフト法により可視化した。解析と試験により得たスタンドパイプ廻りの空気流の流れ分布は良く一致した。解析の結果、何れの制御棒スタンドパイプにおいてもCRDMの温度は、その制限温度である180Cを満足することを確認できた。
村尾 良夫; 井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 岩村 公道; 大久保 努; 大貫 晃
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 1, p.723 - 732, 1993/00
円筒炉心試験装置(CCTF)と平板炉心試験装置(SCTF)による試験において、クエンチフロント上方への明瞭な蓄水と良好な炉心冷却が観測された。これらの試験と原研の小規模試験の結果に対する現象論的分析により明らかになったボイド率、熱伝達率並びに、クエンチの進行に及ぼすグリッドスペーサの効果、逆スラグ流領域での液相速度効果について述べている。また、観測された蓄水と炉心冷却の促進の関係について議論している。更に、原研小規模試験データによる相関式の改良に基づいて、グリッドスペーサ効果を除き、再冠水モデルの改良を行った。この再冠水モデルをREFLA/TRACに組み込み、CCTFとSCTFのデータを用いてモデルの評価を行った。これらの改良モデルとその評価結果について述べている。
与能本 泰介; 久木田 豊; 小川 益郎; 功刀 資彰; 関 泰; 岡崎 隆司*; 高津 英幸
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.807 - 814, 1993/00
核融合実験炉ITERのダイバータ冷却系における冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動をRELAP5/MOD3コードと二次元熱伝導計算コードを用いて解析した。事故条件として、コールドレグにおけるギロチン破断及び1%破断(レグ断面積を100%とする)を想定しプラズマ停止の失敗を仮定した。RELAP5による解析結果より、大破断LOCA条件ではダイバータのホットスポットにおいて破断直後に沸騰遷移(DNB)が生じ、小破断LOCA条件では破断後30秒以内にはDNBが生じない事が明らかになった。より詳細な二次元熱伝導解析においても大破断LOCA条件では熱流束が15MW/m
、水流速が9m/sの場合、熱伝達が2倍に促進されても破断直後のDNBは避けられない事が示された。
浅香 英明; 久木田 豊
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.1361 - 1367, 1993/00
ROSA-IV/LSTF装置を用いて0.5%小破断冷却材喪失事故(LOCA)時及び全給水喪失(LOFW)事故時における1次系フィードアンドブリード実験が行われた。LOCAのケースでは高圧注入系と補助給水系の故障を仮定している。いづれのケースでも事故途中に運転員が手動で加圧器逃がし弁(PORV)を全開(bleed)することにより1次系の減圧を行いECC水の注入(feed)を促進した。その結果、1次系圧力は速かに低下し蓄圧注入系からサブクール水が注入された。また、PORV開後ホットレグから加圧器内へ多量の水が流入し、加圧器水位は高く維持された。このような過渡変化中の1次系内質量とエネルギーのバランスについても論じられている。RELAP5/MOD2(原研改良版)による解析で実験で見られたシステム熱水力挙動が良好に再現された。これらの実験と解析を通じて1次系フィードアンドブリード運転の有効性が示された。
藤井 貞夫*; 赤松 幹夫*; 五十嵐 実*; 文沢 元雄; 功刀 資彰; 菱田 誠
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.1498 - 1505, 1993/00
高温ガス炉スタンドパイプ破断事故時の空気侵入挙動解明の一環として、3次元境界適合座標変換法(BFC)を使用し、物性値が大きく異なり、しかも形状が比較的複雑な空間内の浮力対向置換流の数値解析を行った。計算結果を既存の実験結果と比較したところ、熱伝達率の計算値は半球容器内自然対流の場合の実験値より低い値となった。また、数値解析でも実験で観測されたような非対称で複雑な非定常流動様式が観察された。
中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2; NURETH 6, p.992 - 1001, 1993/00
ウエスティングハウス型加圧水型原子炉の蒸気発生器に於て複数(6本)の伝熱管が破断した事態を想定し、LSTFを用いて模擬実験を行った。実験では、炉心露出が開始する迄、緊急炉心冷却装置(ECCS)の高圧注入系や充填系が全く作動せず、運転員の回復操作も行われないものと仮定したが、炉心露出が発生する迄には大きな時間余裕(約8000秒)があった。これは、破断直後(約500秒)を除き、1,2次系圧力がほぼ同じとなり、破断伝熱管からの流出流量が小さくなった為である。このように1,2次系間の圧力差が小さく保たれたのは、1次系冷却材量の減少に伴い、熱伝達率の高い蒸気凝縮が伝熱管1次側の熱抵抗を減少させ、小さな圧力差(飽和温度差)でも炉心崩壊熱の大部分が2次側に運ばれるようになった結果であることがわかった。
武田 哲明; 菱田 誠
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2; NURETH 6, p.1489 - 1497, 1993/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の設計基準事故の1つに配管破断事故がある。一次冷却系の主配管が破断した場合には分子拡散と炉内の温度及び濃度分布により発生する自然対流によって空気が破断口から浸入すると予想される。そして炉内の黒鉛構造物が酸化し、複雑な多成分気体の自然対流が発生するものと思われる。この配管破断時の初期段階における空気の浸入過程を調べるために逆U字管における化学反応を伴う多成分気体の分子拡散と自然対流に関する実験と解析を行った。一次元の連続の式、混合気体の運動量保存とエネルギー保存の式及び各成分気体の質量保存の式を解いて、濃度変化と空気の自然循環流発生時刻等を求めた。その結果、実験と解析は良く一致し、混合気体の密度変化、各成分気体のモル分率変化及び空気の自然循環発生時刻等を数値解析において再現することができた。