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丸山 結; 森山 清史; 中村 秀夫; 橋本 和一郎; 平野 雅司; 中島 研吾*
Proceedings of RASPLAV Seminar 2000 (CD-ROM), 8 Pages, 2000/11
シビアアクシデント時圧力容器下部プレナム内溶融炉心熱流動解析コードCAMPの検証を行った。本コードは、内部発熱流体の自然対流と下部ヘッドへの熱負荷、下部ヘッドと溶融炉心固化物間の隙間形成と隙間への冷却水の浸入をモデル化している。半球容器内でフレオンを電磁加熱したUCLA実験の解析では、流体の温度、容器壁面熱伝達係数等を良く予測した。半球スライス容器内で溶融塩を容器側壁から加熱したRASPLAV-salt実験では、熱伝達特性を定性的に再現した。原研で実施した半球体系の圧力容器内溶融炉心冷却性実験の解析を行い、隙間への冷却水浸入モデルを用いることにより実験で測定された容器壁の温度履歴を再現できることを示した。また、狭隘流路内限界熱流束及び内部発熱流体自然対流熱伝達に関する相関式を用い、隙間への冷却水浸入のみでは、大量の溶融炉心の冷却が困難であることを明らかにした。
丸山 結; 五十嵐 実; 中村 尚彦; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純; 中島 研吾*
JAERI-memo 08-127, p.233 - 238, 1996/06
WINDFLOWコードは、圧縮性粘性流体を対象とした3次元熱流動解析コードである。本コードでは、三角形及び四角形セルにより流路断面を分割できるハイブリッド格子を採用している。WINDFLOWを配管信頼性実証試験(WIND)計画で実施した配管内熱流動試験の解析に適用した。本実験では、アルゴンガスを温度勾配を持つ水平配管内に1.0~7.1Ne/秒の体積流量で供給し、気体の温度分布を測定した。解析の結果、自然対流に起因する配管断面2次流れの形成が予測された。また配管壁近傍において急峻な温度勾配が形成され得ることが判明した。実験との比較では、軸方向温度分布に関しては差異が見られたが、半径方向温度分布については、定性的に実験結果を再現することができた。今後、乱流モデル、配管構造材内熱伝導モデル等を加える計画である。
丸山 結; 五十嵐 実*; 中村 尚彦; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純; 中島 研吾*
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.997 - 1008, 1996/00
軽水炉のシビアアクシデント時には、炉心から放出されるFPの多くはエアロゾルの形態で炉冷却系配管を移行する。エアロゾル挙動は配管内流体の熱流動挙動に強く依存することから、原研では配管信頼性実証試験(WIND)計画の配管内エアロゾル挙動試験の一部として配管内熱流動試験を実施するとともに、配管内3次元熱流動解析コードWINDFLOWの開発を進めている。WINDFLOWと熱流動試験の試験後解析に適用した。1000~300
Cの軸方向温度勾配を有する配管内に供給する気体(Ar)流量が異なる全解析ケースで自然対流に起因する2次流れの形成が予測された。また、2次流れと気相内熱伝導の影響により、試験配管出口近傍の配管天井部において急峻な温度勾配が形成され得ることが確認できた。気相内温度分布の実験と解析の比較から、WINDFLOWは径方向の気相温度分布と定性的に再現すること、軸方向の温度低下を過小評価することが明らかとなった。
丸山 結; 五十嵐 実*; 中村 尚彦; 橋本 和一郎; 杉本 純
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1247 - 1251, 1995/00
原子炉配管内における熱流動挙動は、FPの挙動及び構造健全性に多大な影響を及ぼす。原研では、配管信頼性実証試験(WIND)計画の中でPWRホットレグ内における熱流動解析を実施している。本解析では、ホットレグ内壁に沈着したFPから放出される崩壊熱及びホットレグ入口における流体速という2つのパラメータの影響を調べた。両パラメータの流体温度の軸方向分布には大きな影響を与えたが、ホットレグ断面の流動パターンにはあまり影響しなかった。ホットレグ内流体の対流(中心部で上昇流、内壁に沿った下降流)の形成が予測された。熱流動挙動が及ぼすFPエアロゾル沈着及び配管の構造健全性への影響を考察した。