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浅香 英明; 久木田 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(9), p.696 - 702, 1996/09
被引用回数：2 パーセンタイル：24.71(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材喪失事故(LOCA)時におけるホットレグ内の流れは、重力により水と蒸気が分離した水平層状二相流で特徴づけられる。ここではホットレグ水位は、蒸気発生器(SG)内ないしは加圧器内への蒸気による水のキャリオーバー量に影響する重要なパラメータである。小破断LOCA時のホットレグ内層状二相流は、水流量が増加するにしたがい常流から射流に遷移し、これに起因する典型的な水位低下の生じることがLSTF実験により示された。Gardnerは、ホットレグ入口前後で各相のエネルギーが保存されると仮定し、常流から射流への遷移モデルを開発した。しかし、このモデルによる予測結果とLSTF実験結果との一致は、定量的に不十分であった。筆者らは、Gardnerのモデルにホットレグ入口の形状エネルギー損失項をとりいれた改良モデルを開発した。この改良モデルは、LSTF実験で見られたホットレグ内の常流から射流への遷移条件を良く予測した。さらに射流条件下の水位は、ホットレグ内における運動量保存則で予測できることを明らかにした。
熊丸 博滋; 久木田 豊
Int. Conf. on New Trends in Nuclear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.119 - 126, 1994/00
コールドレグの小破断冷却材喪失事故(LOCA)後の長期炉心冷却過程における炉心沸騰停止にホットレグ注入が有効であるかを調べるため、PWRの1/48体積模擬装置において実験を実施した。実験は、コールドレグ流路断面積の10%及び2.5%の破断面積、定格炉心出力の1%及び0.5%の場合について実施した。炉心沸騰を停止するのに必要な最小のECC流量は、1次元エネルギバランス計算により予測される値よりかなり(70%以上)大きい値であった。また、健全側ホットレグへの注入の方が、破断側への注入より沸騰停止にはより効果的であることが明らかになった。
田坂 完二*; 安濃田 良成; 久木田 豊
The OECD/LOFT Project; Achievements and Significant Results, p.145 - 163, 1991/00
OECD LOFT計画のLP-SB-1及びLP-SB-2実験は、PWRのホットレグ3インチ管破断を模擬した実験で、1次冷却材ポンプの運転と継続した場合と停止した場合の相違を調べるために行われた。ポンプを早期に停止した場合には、破断口露出以前の破断流量が多いが、破断口露出のタイミングは、ポンプの運転を継続した場合に比べかなり早い。破断口が露出した後は、破断流量は極端に少なくなるため、ポンプの運転を継続した方が破断流量が多くなる。こうした現象は、ホットレグ内の二相流が相分離により層状流になるためであるが、従来の計算コードでは予測が不十分であった。しかし、二相流動様式遷移およびoff-take (Pull-throghおよびエントレインメント)モデルを改良することにより、予測性を改善することができた。しかしながら、これらの現象に関する計算コードの予測精度にはさらに改良の余地がある。
