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松下 健太郎; 伊藤 啓*; 江連 俊樹; 田中 正暁
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05
ナトリウム冷却高速炉(SFR)では、炉心反応度擾乱等を防止する観点から一次冷却系統内に存在する非凝縮性ガスの量を制御することが重要であり、そのための数値計算コードSYRENAを開発している。本研究では、仮想的なタンク型炉を対象にフローネットワークモデルを構築して気泡・溶存ガス挙動の解析を行い、ループ型炉の解析結果との比較を行った。また、タンク型炉にディッププレート(D/P)を導入した場合を仮定し、D/Pを通るナトリウム交換流量および自由液面での気泡巻込み量をパラメーターとした解析を行ってタンク型炉の気泡挙動に対するD/Pの影響を調査した。その結果、D/Pを通過する交換流量の増加が必ずしも一次冷却系統内の気泡量の減少に働くとは限らないことが示された。
杉本 太郎*; 齋藤 慎平*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 大島 宏之
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 7 Pages, 2018/07
Na冷却高速炉の蒸気発生器内伝熱管破損時Na-水反応現象に対する数値解析コードの妥当性評価に資するため、水中に高圧空気が噴出した際に噴流の気液界面から液滴がエントレインされる様子を可視化し、その挙動について調べた。本実験により、気液界面から比較的大きい径の液滴が生成した後、小径の液滴へ微粒化するなどの挙動を明らかとした。
内堀 昭寛; 大島 宏之
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.533 - 544, 2015/08
Na冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に形成される隣接伝熱管周りのウェステージ環境を評価するため、Na側で生じる圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした機構論的数値解析コードSERAPHIMを開発している。本研究では、ウェステージ環境評価に必要な液滴挙動解析モデルを導入したSERAPHIMコードの妥当性を確認するため、基礎的実験及び実機条件模擬実験それぞれの解析を実施した。基礎的実験の解析では、液滴発生時の圧力変動等を良好に再現し、液滴挙動解析モデルの基本的な妥当性を確認した。実機条件模擬実験の解析では、化学反応によって形成された温度分布が実験結果と一致すること、隣接伝熱管に液滴が比較的高い速度で衝突する位置が実験におけるウェステージ発生位置と一致することを確認し、SERAPHIMコードは実機条件下において温度分布や液滴挙動などウェステージに影響する環境を予測可能であるとの結論を得た。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(2), p.113 - 121, 1994/02
被引用回数：1 パーセンタイル：17.86(Nuclear Science & Technology)水平の閉流路内気液二相流では、波状流からスラグ流への遷移がKelvin-Helmholtzの不安定性を主要因として生じると考えられているが、実際はKelvin-Helmholtz理論が示す気相流速の半分程度で遷移が生じる。これまで提案されてきた多くの遷移機構予測モデルは、この違いが、波頭上部での気相流路面積の減少に伴う圧力降下が波の成長を促進する結果生じると仮定した。これをBernoulli効果と呼ぶが、これまでこの圧力降下を動的に計測した例は大変少ない。今回、PWRの水平配管と同等の流路高(0.7m)を持つ水平の矩形ダクト装置を用いてスラグ流遷移時の気相部圧力等を計測し、Bernoulli効果の評価を行った。その結果、スラグ流遷移過程の波の波頭部近傍で、水頭に匹敵する気相部圧力降下が確認された。その際、気相部運動エネルギー損失による波頭前後での不可逆な圧力損失や、高速の空気流による波頭での液滴の発生等が観察された。
与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.798 - 810, 1987/10
被引用回数：2 パーセンタイル：29.75(Nuclear Science & Technology)原子炉の小破断冷却材喪失事故時の熱水力挙動を調べるために、最大圧12MPaでロッドバンドルを用いて再冠水実験を行なった。実験条件は、圧力0.6から12MPa、ロッド表面温度、最大920k、バンドル入口流速、最大20cm/s、線電気入力、最大2kW/mであった。本論文の目的は、再冠水時において、蒸気流により生じる液滴のエントレインメント開始条件を調べることにある。実験結果は、他のパラメーターを固定する時、圧力の増大とともにエントレインメントは生じなくなる傾向を示した。実験結果とひとつの液滴に加わる力のバランスに関する解析結果より、エントレインメントの開始条件を表わす新しい相関式を作成した。再冠水期における液滴エントレインメントに対する圧力の影響が、実験及び解析結果より明らかになった。
朝日 義郎
Nucl.Eng.Des., 47(2), p.251 - 256, 1978/02
被引用回数：3冷却材喪失事故で(1)ECC水のPWR下部プレナム流入を制限する現象、及び(2)BWR再冠水過程に於いて、スプレー水の炉心通過制限の現象は二相流のフラッディング及び流れの逆転によって生ずるものと考えられている。しかしこれまでフラッディングと流れ逆転との理論的解釈は殆んどなされていない。このため上記2つの冷却材喪失事故に伴う重要な問題もよく理解されていない。本報告では相変化のない場合について、フラッディングと流れの逆転について理論的解釈を行っている。その結果は他になされている実験と比較している。
大手 直介*; 小泉 安郎*; 上出 英樹; 大野 修司; 伊藤 啓
no journal, ,
A sodium-cooled fast breeder reactor is now at the developing stage in Japan. One concern for safety is cover gas entrainment into the sodium coolant. The gas entrainment rate into liquid by the vortex formed on the free surface was examined experimentally. It was found that the liquid viscosity has dominant effect on the gas entrainment phenomena. It was pointed out that the flow behavior in the horizontal part of the outlet piping and in the upward flow piping were important for the gas entrainment rate prediction.
大手 直介*; 小泉 安郎*; 上出 英樹; 大野 修司; 伊藤 啓
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉におけるガス巻込み研究の一環として、円筒容器内に形成される自由表面渦によるガス巻込み量の計測実験(高速炉カメラを用いたガス巻込み形態の可視化)を実施している。過去の研究では、試験流体として水を用いていたが、本研究では新たにケロシンとシリコンオイルを用いた試験を行い、流体物性がガス巻込み挙動に与える影響について評価する。
