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中村 秀夫; 田中 貢; 田坂 完二; 小泉 安郎; 村田 秀男
JAERI-M 83-042, 102 Pages, 1983/03
軽水炉の二相流現象を解明するための分離効果実験装置であるTPTF(小型定常二相流試験装置)の概要と計測についてまとめたものである。本稿の内容は、実験データの理解および解析のため不可欠である。TPTFでは、加圧水型原子炉での流体条件を実現するため、330
Cおよび約130気圧の高温高圧条件に耐えうるように主要機器、配管が設計してある。実験データ収録は高温高圧条件下において、水と蒸気を別々の専用ポンプにて試験部混合器に送り、試験部で必要な定常二相流条件を達成した後に行なわれる。試験の主パラメータは、圧力(30~120気圧)、クオリティ(0.0~1.0)、水または蒸気単相および二相流流量(120気圧、垂直試験部で、水210~8400kg/h、蒸気210~8400kg/h)、模擬炉心出力(0~81.7w/cm
)である。
杉本 純
JAERI-M 82-166, 38 Pages, 1982/11
円筒炉心試験C1-16の結果を用いて、TRAC-PD2コードの再冠水期炉心熱水カモデルの評価を行った。TRAC-PD2による計算では実験で得られた値を炉心境界条件として与えた。解析の結果、炉心入口水温や発熱体温度挙動は実験と比較的良く一致したが、炉心内の圧力分布や上部プレナム蓄水挙動については良い一致は得られなかった。液滴の臨界ウェーバー数、発熱体の物性値、上部プレナムノーディング数、および最小安定膜沸騰温度についてパラメータ解析を行い、これらが炉心熱水力挙動に及ぼす影響を調べた。
山口 勝治*; 山崎 彌三郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(12), p.985 - 996, 1982/00
被引用回数：43 パーセンタイル：95.52(Nuclear Science & Technology)管径40mm及び80mmの垂直管内の空気-水対向ニ相流のフローパタンとボイド率を測定した。フローパタンは観察によって決定しフローマップに示した。スウグ流領域が広い範囲を占めている。ボイド率は急速遮蔽弁によって測定した。ボイド率のデータと今迄の文献に見られるものとを併せ、無次元整理式にまとめた。ボイド率についてはドリフトフラックスモデルとも比較を行った。気液対向ニ相流の知見は原子炉のLOCA-ECCS解析で必要とされるが、これまで広範囲にわたる実験値は得られていなかったものである。
