Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 吉田 啓之
Proceedings of 9th International Conference on Multiphase Flow (ICMF 2016) (CD-ROM), 6 Pages, 2016/05
Since seawater was injected into cores in the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station of Tokyo Electric Power Company, pool nucleate boiling heat transfer experiments of the distilled water, the real seawater and the 3.5-10 wt% artificial seawater were conducted to examine the effect of sea-salt-deposition on a heat transfer surface. In the seawater experiments, the sea salt which was calcium sulfate was deposited on the heat transfer surface at a certain heat flux. At the same time, the temperature of the heat transfer surface kept rising. The surface temperature rose above 473 K although input heating power was constant. The heat transfer surface temperature rising was caused by the growth of the deposited salt layer, because the deposited calcium sulfate has quite low thermal conductivity. In addition, the relation between the concentration of seawater and the heat flux when the calcium sulfate grew on the heat transfer surface indicated that the deposition occurred by the vaporization in the vicinity of the heat transfer surface.
Liu, W.; Podowski, M. Z.*
日本機械学会熱工学コンファレンス2015講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2015/10
強制流動サブクール沸騰を用いた高熱機器の出力は、冷却限界、いわゆる限界熱流束(Critical Heat Flux: CHF)に制限される。定常の核沸騰から逸脱し、不安定な気液共存伝熱である過渡沸騰、あるいは伝熱面温度の著しい上昇をもたらす膜沸騰の開始点として、Departure from Nucleate Boiling (DNB)が限界熱流束と深く関係する。今後の高熱機器の熱設計は、DNBを含む各伝熱過程に対し物理現象に基づいたモデリングを行い、温度の著しい上昇を含む温度過渡変化を計算することによってCHFを予測することが期待されるが、その技術は確立されていない。そこで、本報では、DNB時における伝熱流動を、Liquid sublayer dryoutモデルに基づいてモデリングし、熱伝導方程式を解くことによって液膜厚さや伝熱面温度の過渡変化を得られた。大気泡下の液膜は、蒸発によってdryoutし、DNB発生する過程を予測できたが、実験で確認された、ヒータ焼損につながる温度の著しい上昇が再現されなかった。これを再現するには、DNB発生時の壁面と接触した大気泡速度、及びDNB発生後の過渡沸騰や膜沸騰領域の伝熱をモデル化する必要があると考える。
小泉 安郎; 高橋 和希*
Proceedings of 15th International Heat Transfer Conference (IHTC 2014) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2014/08
核沸騰熱伝達素過程解明を目的として圧力0.101MPaの下、水を用いてプール核沸騰熱伝達実験を行った。伝熱面には銅のプリント基板を使用した。直流電流を直接通電することにより伝熱面加熱を行った。プリント基板伝熱面中心部分の銅薄膜背面のベークライト板部分を剥ぎ取り、銅薄膜背面を剥き出し状にした。その背面の瞬時温度分布を赤外線放射温度計で測定した。また、気泡挙動を高速度カメラで撮影した。孤立気泡領域では、休止期間時伝熱面温度はほぼ一様であった。沸騰気泡生成が始まると気泡直下に伝熱面温度の大きな低下が発生した。伝熱面からの気泡離脱後、伝熱面温度は気泡発生前の一様な分布に回復した。気泡中心から1.8mmを越えると伝熱面温度は気泡生成の影響を受けない。中熱流束、高熱流束域では、熱流束が大きくなっているにも拘わらず気泡生成による温度変動域は大きくなっていない。この傾向は温度変動変動幅は孤立気泡域のそれに近い。
柴本 泰照; 与能本 泰介; 中村 秀夫; 錦沢 友俊
Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.210 - 214, 2004/11
沸騰伝熱に対する放射線誘起表面活性(RISA)の効果を検証するため、原研JMTRを用いた炉内複合照射環境下での限界熱流束(CHF)試験を計画している。試験部には直径2-mmの小口径管を採用し、伝熱面積を減ずることによって比較的低出力でCHF相当の熱流束を達成した。本試験範囲は高クオリティ下の液膜ドライアウト型CHFに分類される。計画中の炉内実験の実現可能性を確認するために、モックアップ装置を製作して炉外予備実験を行った。幾つかの技術的課題に遭遇したが、設計を改良することでそれらを解決し、安定定常二相流条件下でのCHFデータを得ることができた。得られたデータは炉内実験のデータとの比較に使用される。
正木 圭; 谷口 正樹; 三代 康彦; 櫻井 真治; 佐藤 和義; 江里 幸一郎; 玉井 広史; 逆井 章; 松川 誠; 石田 真一; et al.
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.171 - 176, 2002/11
被引用回数：19 パーセンタイル：74.68(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所では、JT-60改修計画として、臨界プラズマ条件クラスのプラズマを電流拡散時間よりも十分長く維持することが可能な超伝導トカマク装置を検討している。この改修装置のダイバータターゲット開発のため、高い熱除去効率が期待されるスクリュウ管を採用した直接冷却ダイバータターゲットの試験体を製作し、耐熱試験及び熱伝達特性の評価を行った。試験体構造は、直接M10ネジ穴(スクリュウ構造)を加工したCu-Cr-Zrのヒートシンクに無酸素銅(OFHC)間挿材を挟み、CFCタイルと一体で銀ロウ付けしたものである。熱負荷試験条件は、1MW/m
~13MW/mで、それぞれ30秒間入射を行った。また、冷却水の流速は、4m/s(0.93MPa),5.6m/s(0.88MPa),8m/s(0.74MPa)と変化させた。試験体に取り付けた熱電対の温度とFEMの解析結果とを比較することにより、スクリュウ管の熱伝達係数を評価した。解析に用いた熱伝達係数は、評価式の確立した平滑管の2倍,3倍,4倍とした。その結果、上記3つの冷却条件において、スクリュウ管の熱伝達係数は、平滑管の約3倍となることがわかった。これは、スクリュウ管の1.5倍に相当する。熱サイクル試験では、10MW/m
15秒,1400回の照射においても熱電対の温度変化に異常は見られず、ロウ付け部の損傷もなかった。
三島 嘉一郎*; 齋藤 泰司*
JAERI-Tech 2002-014, 83 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-014.pdf:6.83MB
シビアアクシデント時の溶融燃料プールと冷却水との液液界面における熱伝達の把握を目的として、溶融ウッズメタルと蒸留水とを用いた定常及び非定常熱伝達実験を行った。定常実験では、自然対流領域から膜沸騰領域に至る沸騰曲線を取得するとともに、沸騰挙動を高速度ビデオにより観察した。非定常実験では、高温の溶融金属上に蒸留水を注入し、冷却過程における沸騰曲線を得た。得られた沸騰曲線を、固液系及び液液系に対する既存の相関式や実験データと比較し、以下の結論を得た。(1)界面の揺動が無視でき、かつ、界面に酸化膜に形成される場合には、液液系の沸騰曲線は、固液系の核沸騰及び膜沸騰領域の熱伝達相関式並びに限界熱流束相関式により概ね予測できる。(2)液液界面に酸化物が存在しない場合には、Novakovicらの水銀を用いた実験結果と同様、液液系の沸騰熱伝達は固液系の沸騰曲線により高過熱度側に移行する。(3)非定常状態における膜沸騰において、熱伝達率は、固液系の膜沸騰に対する推算値より約100%程度大きい値を示した。これは、界面全体の激しい揺動のために、みかけの熱伝達率が増大したものと考えられる。
神永 文人*
JAERI-Tech 2002-012, 68 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-012.pdf:2.45MB
シビアアクシデント時の伝熱現象における1つの素過程として、溶融炉心の長期の冷却特性に対して重要な事象である狭隘流路内の低流量条件下での沸騰熱伝達の解明を行った。自然循環条件下での実験と解析の結果、水を使用した結果とエタノールの一部の結果では、沸騰熱伝達に対する管径の影響が明確に現れ、細い管ほどまた圧力が高いほど熱伝達率が増加し、その値はプール沸騰の場合と比べかなり大きくなることが示された。また流動様式が環状流に遷移し、液膜の蒸発熱伝達が支配的であると仮定して解析すると、熱伝達を良く評価できることが示された。強制循環条件下での実験と解析の結果、ウエーバ数が伝熱様式に重要な影響があることが示された。ウエーバ数が0.15より小さい循環条件(質量流束62kg/ms以上)では、従来の強制循環での沸騰熱伝達とほぼ類似の特性を持つ。また、今回の実験範囲である低質量流束条件であっても、細管であるため対流熱伝達率は大きくなる。そのため、低熱流束領域では対流の効果が大きくなり、見かけ上、沸騰熱伝達が促進される。この場合、限界熱流束は甲藤のL領域相関で予測できる。一方、ウエーバ数が0.2より大きい循環条件(質量流束53kg/ms以下)では、沸騰熱伝達はより促進され、その促進は熱伝達様式が環状流での液膜蒸発熱伝達に遷移するためであることが示された。ただ、限界熱流束は甲藤のL領域相関式よりかなり小さくなる。その原因は、ウエーバ数が大きいため、液膜が伝熱面から剥離しやすくなり、小さな流量変動で、位置的,時間的にドライな状態が伝熱面に形成されやすくなるためである。したがって、低流量での狭隘流路内沸騰熱伝達評価には、実際に流路を流れる流量の考慮が最も重要であることが示唆された。
井口 正; 伊藤 秀雄; 木内 敏男; 渡辺 博典; 木村 守*; 安濃田 良成
JAERI-Data/Code 2001-013, 502 Pages, 2001/03
JAERI-Data-Code-2001-013.pdf:32.38MB
原研は大型再冠水効果実証試験第2期計画として、過渡事象炉心伝熱流動試験計画を実施した。本試験計画では、従来型の軽水炉の定格条件を模擬でき、模擬燃料15本(ほかに非発熱棒1本の合計16本で4
4管群を構成する。)から構成される模擬炉心を有する過渡事象炉心伝熱流動試験装置を用いて試験を行い、軽水炉の異常な過渡変化及び事故時の炉心冷却の実証と安全余裕の定量化を行う。本試験計画の一環として、ポストCHF熱伝達に関するデータを取得した。本試験データは、軽水炉の炉心ヒートアップ後の炉心温度を評価するには必須のデータである。これまでのこの種の試験データに比べて、極めて高温の条件、低圧から高圧までの広い圧力範囲をカバーしているところに特徴がある。また、従来の多くの研究では、最も早くヒートアップした領域を対象としているが、ヒートアップ域の拡大や縮小,ヒートアップ域の軸方向の相違などについてはあまり議論されていない。本試験では、炉心下端から上端までの広い範囲の被覆管温度を取得した。本報告書では、ポストCHF熱伝達試験の試験条件,被覆管温度データ,ポストCHF伝達率などのデータをまとめ、試験データを解析する際の資料とする。
大貫 晃; 秋本 肇
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(11), p.1021 - 1029, 1999/11
被引用回数：1 パーセンタイル：13.15(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所で実施した大型再冠水試験では高出力集合体での熱伝達が促進した。ある半径方向出力分布のもとでの炉心熱伝達の促進はPWR-LOCAにおける安全裕度を定量化するうえで非常に重要である。本研究では、多次元二流体モデルコードREFLA/TRACにより大型再冠水試験の結果を解析することにより熱伝達促進現象を引き起こす物理機構を分析した。熱伝達の促進は炉心内循環流の形成により生ずる局所液流速の増加に起因し、その循環流は半径方向出力分布により形成されるクエンチフロント下側での水頭の半径方向分布により生ずる。熱伝達促進現象を高精度に予測するための解析上の指針を提示した。
大貫 晃; 秋本 肇
Proc. of 5th Int. Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics,Operations and Safety, 00(00), p.1 - 6, 1997/04
PWR-LOCA再冠水期の熱伝達促進現象は、被覆管最高温度を予測する上で重要な現象である。原研で実施した大型再冠水試験では高出力バンドルでの熱伝達が促進された。本研究では、大型再冠水試験でのデータを使い、熱伝達促進現象に対する多次元二流体モデルコードREFLA/TRACの予測性能を評価した。炉心内での循環流の形成が予測され、高出力バンドルでの液上昇流速は低出力バンドルでのものより高くなった。高液上昇流速により熱伝達促進が予測され、その程度は半径方向出力分布形状によらず良くデータと一致した。REFLA/TRACコードの多次元モデルはPWR-LOCA再冠水期の熱伝達促進現象の予測に適用できる。
荒木 政則; 小川 益郎; 功刀 資彰; 佐藤 和義; 鈴木 哲
Int. J. Heat Mass Transfer, 39(14), p.3045 - 3055, 1996/00
被引用回数：72 パーセンタイル：94.22(Thermodynamics)ITER等の次期核融合実験炉において、プラズマ対向機器、特に、ダイバータ部は、その片面より準定常的な高い熱負荷を受け、これを除去する必要がある。ITERでは、この熱負荷は最大で20MW/mと見積もられており、冷却水の局所沸騰が予想される。したがって、本ダイバータを設計する上で、同冷却管の沸騰熱伝達特性を明確にする必要がある。このため、片面強加熱条件下における円管及びスワール管の熱伝達実験を行った。実験条件は、軸流束4~16m/s、圧力0.5、1.0及び1.5MPa、冷却水入口温度20~80
Cの範囲で実施した。この結果、非沸騰域では既存の一様加熱条件下における熱伝達相関式が適用できることを示した。しかし、沸騰域では、適用できる相関式がないため、新たに沸騰熱伝達相関式を提案した。
S.Navarro-Valenti*; S.H.Kim*; V.Georgevich*; R.P.Taleyarkhan*; 更田 豊志; 曽山 和彦; 石島 清見; 古平 恒夫
NUREG/CP-0142 (Vol. 4), 0, p.2957 - 2976, 1996/00
米国オークリッジ研究所で設計・開発が進められている新型研究炉Advanced Neutron Source Reactorでは、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料が使用されるが、現在NSRRではこの燃料を模擬したミニプレート型試験燃料のパルス照射実験を実施している。そこで、NSRR実験条件(強サブクール、自然対流冷却条件)下における同燃料の熱水力挙動について、3次元コードHEATING-7を使用した解析を実施し、解析結果とパルス照射時に測定された被覆材表面温度の過渡記録との比較を通じて、熱伝達モデルの検証を行った。強サブクール条件下における過渡核沸騰熱伝達については、これまでに得られているデータが極めて限られているが、定常核沸騰の場合の3.4~5.4倍の熱伝達率を仮定することによって、解析結果と実験結果の極めて良い一致が得られた。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 93-139, 85 Pages, 1993/07
PWR-LOCA時再冠水過程での圧力容器内熱水力挙動に対するTRAC-PF1/MOD1コードの予測性能を評価するために、平板炉心試験装置(SCTF)を使い急峻、あるいは平担の各炉心半径方向出力分布により行った二つの試験に対する試験後解析を行った。TRACコードは被覆管温度の遷移に対し、出力の違いにより生ずる半径方向の分布を含め良く予測した。しかしながら、炉心内及び上部プレナム内でのボイド率の予測に対しては良くなかった。TRACコードはボイド率の半径方向の分布に対し、炉心内ではSCTF試験ではみられなかった特殊な分布を予測し、上部プレナム内では測定結果に対しより平担な分布を予測した。本予測性能評価に基づき、水力及び熱伝達モデルに対し改良すべき点を示した。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 93-138, 55 Pages, 1993/07
PWR-LOCA時再冠水過程での、圧力容器内における二次元挙動を含む熱水力挙動に対するTRAC-PF1/MOD1(MOD1)及びTRAC-PF1/MOD2(MOD2)コードの予測性能を評価するために、炉心半径方向に傾斜した出力分布をもつ平板炉心試験に対する試験後解析を行った。本報告では、MOD2コードの予測性能MOD1コードのものに比べ改良されたか否かを主に評価した。評価した結果、以下のことがわかった。(1)上部プレナム内の蓄水特性は測定結果と異なったものの、圧力容器内の水力挙動に対するMOD2コードの予測性能はMOD1コードのものより定性的には改善された。(2)炉心熱伝達に対するMOD2コードの予測性能はMOD1コードのものより劣化した。(3)数値解法の変更により、MOD2コードの計算速度はMOD1コードに比べ約1.5倍となった。
秋本 肇; 大貫 晃; 菊田 充孝*; 村尾 良夫
JAERI-M 93-032, 190 Pages, 1993/03
加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の炉心内熱水力挙動に対するTRAC-PF1コードの予測性能を評価するために、円筒炉心試験と平板炉心試験から選んだ6試験に対する試験後解析を行った。計算結果と測定結果を比較した結果から、TRAC-PF1コードにより予測されるボイド率及び炉心蓄水量と測定結果との量的な一致は悪いこと、並びに、被覆管温度履歴におけるターンアラウンド時間・ターンアラウンド温度及びクエンチ時間は良好に予測されていることがわかった。TRACコードの問題点を明確にするために、界面剪断応力モデルと壁面熱伝達モデルについて検討した。その結果から、再冠水時の炉心内熱水力挙動をより精度よく予測するためには、気泡流/スラグ流領域及びチャーン流から環状噴霧流への流動遷移点の界面剪断応力モデル並びに膜沸騰領域の壁面熱伝達モデル等を改良する必要のあることがわかった。
熊丸 博滋; 久木田 豊
ANS Proc. 1991 National Heat Transfer Conf., Vol. 5, p.22 - 29, 1991/00
圧力:3~12MPa、質量流束:20~410kg/ms、入口クオリティ:0.4~0.9の条件下で、ロッドバンドル内での水-蒸気二相流のドライアウト後の熱伝達実験を行った。最初に、本ドライアウト後熱伝達実験データを、噴霧流域に対するいくつかの熱伝達相関式及び最近の理論モデルと比較した。しかし、相関式及びモデルは実験データをよく予測しなかった。従って、次に、ドライアウト点での液滴エントレインメントについての簡単な考察に基づき、実験データを蒸気流冷却に対するいくつかの熱伝達相関式と比較した。比較の結果、Dittus-Boelterあるいは、Heineman相関式などの蒸気流冷却に対する熱伝達相関式は、噴霧流域に対する相関式より、むしろ本実験データをよく予測することが明らかになった。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.535 - 546, 1990/06
再冠水過程での膜沸騰熱伝達に及ぼす液相流量の効果を調べるため、実発熱長を有する66のロッドバンドルを使い、幅広い炉心冠水速度の範囲のもとで実験を行った。冠水速度は2cm/sから30cm/sの範囲であった。村尾・杉本の熱伝達率相関式の評価・改良を通じ、得られたデータを解析した。村尾・杉本の式は10cm/sまでの炉心冠水速度のもとでの熱伝達率をよく予測した。しかしながら、冠水速度が10cm/sより高い場合は熱伝達率を過小評価した。村尾・杉本の式に対する実験的な補正係数を本実験データに基づき提案した。この補正係数は他の大きなスケールの試験に対しても通用可能であることを確認した。
G.Xu*; 熊丸 博滋; 田坂 完二
JAERI-M 89-178, 35 Pages, 1989/11
原研の単一燃料棒実験装置において、再冠水実験を行った。主なパラメータは、再冠水速度、初期表面温度及び線出力である。実験は全て1MPaで行った。また、全て飽和水を注入した。実験は、0.01~0.18m/sの再冠水速度、677K~903Kの初期表面温度、及び0~2.712kW/mの線出力をカバーしている。実験では、クエンチ速度と再冠水速度の比が0.204より0.744まで変化した。高再冠水速度実験の結果は、蒸気流中にかなりの量のエントレインメント液体が存在していることを示した。クエンチ温度は、633Kより708Kまで変化し、その変化は狭い範囲、約75K以内であった。また、実験結果は、低再冠水速度及び低線出力で得られたデータを除けば、同じLo(クエンチフロントよりの距離)の値に対して、膜沸騰熱伝達係数は狭い範囲で変化することを示した。
岩村 公道; 安達 公道; 傍島 真; 大貫 晃; 大久保 努; 阿部 豊; 村尾 良夫
NUREG/CP-0082 Vol.4, p.429 - 444, 1987/00
平板炉心試験装置(SCTF)を用いた再冠水試験により、炉心半径方向の出力分布が存在すると、高出力バンドルにおけるクエンチフロント上方での熱伝達は促進されることが明らかとなった。このような2次元熱伝達挙動は、局所圧力損失測定値の2次元分布と密接な相関関係にあった。液滴分散流モデルに基づくと、熱伝達率は、輻射項、液滴衝突項、及び蒸気強制対流項の3項の和として表現できる。本モデルにより計算した熱伝達率は、クエンチ発生直前を除けば、SCTF、円筒炉心試験装置(CCTF)、及びFLECHT-SEASET等のデータと比較的良く一致した。従来のBromleyタイプの膜沸騰熱伝達率相関式では、SCTF試験で観察されたような2次元熱伝達挙動を予測することはできなかったが、本モデルを用いると、高出力バンドルにおける熱伝達促進を予測することができた。
岩村 公道
JAERI-M 86-075, 35 Pages, 1986/05
PWR-LOCA時再冠水過程において見られる液滴分散流及び遷移流領域における膜沸騰熱伝達率を調べる為、0.6~0.95のボイド率範囲において定常膜沸騰実験を実施した。この領域内での膜沸騰熱伝達は、熱輻射、蒸気強制対流及び加熱面への液滴衝突の3種類のメカニズムが重畳しているものと考えられる。輻射及び強制対流熱伝達率は、それぞれSeefan-Boltzmannの式とDittus-Boelterの式により評価した。強制対流熱伝達モ-ドでは熱力学的非平衡を考慮した。液滴衝突による熱伝達率についてはForslund-Rohsenowのモデルに基づいて新しい相関式を導出した。本相関式は、蒸気と水の流速、ボイド率、流体物性値及び壁面加熱度の関数である。本相関式では、実験により求めた熱伝達率と良い一致を示した。
