Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
佐藤 聡; 和田 裕貴; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Nuclear Engineering and Design, 354, p.110164_1 - 110164_10, 2019/12
被引用回数:8 パーセンタイル:65.94(Nuclear Science & Technology)原子力機構ではBWRの沸騰後遷移熱伝達、過渡限界熱流束及びリウェットに関する一連の実験研究を行ってきた。これまでに、異常過渡条件をカバーする実験データベースが開発されており、またリウェット現象における先行冷却の重要性が認識されるようになった。本論文では、原子炉停止機能喪失事象、炉心熱伝達へのスペーサの効果、機構論的モデル開発のための現象の物理的理解に焦点を当て、これまでに得られた主な結果と共に、本研究のアプローチを提示した。
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
第55回日本伝熱シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/05
核沸騰による高効率除熱には限界があり、その限界熱流束(CHF)を超えると冷却体伝熱面温度は急激に上昇し、伝熱面が焼損することが知られている。その発生機構解明において、伝熱面上の乾き面の形成が主要因であることは示唆されているが、金属伝熱面における乾き面の動的挙動は明らかにされていない。本報では、水深を浅くしたプール沸騰実験を実施し、沸騰面上部から乾き面の目視観察と銅面裏側から赤外線カメラを用いた伝熱面温度瞬時分布計測の実施によって、伝熱面上で乾き面が形成後、乾き面周囲への熱伝導量上昇に伴う沸騰活性化による高熱流束域形成により液損耗が激しくなり、乾き面が拡大し、ついにはCHFに至ることを明らかにした。
松本 光雄; 鴨志田 洋; 川又 伸弘
PNC TN1410 98-005, 96 Pages, 1998/03
動燃事業団大洗工学センター原子炉工学室において、平成8年度に54本クラスタ燃料を用いた下降管破断実験、主蒸気管破断実験等が実施された。ここでは、従来の「ふげん」安全評価コード及び軽水炉の安全評価コードであるRELAP5コードにより、上記の下降管破断実験及び主蒸気管破断実験を解析し、「ふげん」安全評価コードの妥当性を評価した。この結果、以下のことが明らかとなった。(1) 「ふげん」安全評価コードは、ドライアウト後の被覆管温度について、実験結果に対して高めの値を算出し、保守的な評価をしていることが確認できた。(2) 「ふげん」最適評価コードのリターンモデルは、実験時の被覆管温度挙動に見られるドライアウト及びクエンチ現象をよく再現できることが確認できた。(3) RELAP5コードは、「ふげん」の下降管破断を模擬したLOCA実験時の伝熱流動現象をほぼ再現し、同コードがATR体系のLOCA解析にも使用できる可能性があることが分かった。
村田 満*; 石井 裕治*
PNC TJ9381 94-001, 84 Pages, 1994/02
昨年度(平成5年2月)に実施した「ATR中小型炉の自然循環特性解析」では、自然循環の基本的な流動特性を把握し、1000MW-級の自然循環炉の成立性を検討する目的で行われた。本研究では、昨年度の結果に基づき、同炉の設計に資するための感度解析を実施し、以下に示す項目について、明らかにした。(1)上昇管口径の影響 上昇管口径を5Bとしたケースを基本ケースとし、配管の制作コストを低減する目的で、同口径を3Bとしたケースの解析を行った。その結果、上昇管口径5Bでは、チャンネル出力1.8MWでドライアウトしないが、同口径3Bでは、1.8MWでドライアウトに至る。(2)上昇管本数の削減と上昇管口径の変更による影響 基本ケースを基に、2本の圧力管からYピース管を用い、1本の上昇管に接続させ、上昇管本数を1/2とし上昇管口径は5B、及び4Bとしたケースを解析した。上昇管本数を1/2とする事により」自然循環量は低下するが、上昇管口径5Bのケースは、チャンネル出力1.8MWではドライアウトしない。しかし、同4Bのケースは、1.8MWでドライアウトする。(3)中間ヘッダーへの接続と上昇管口径の変更による影響 圧力管からの配管50本を中間ヘッダーへ接続し、中間ヘッダーからは従来の上昇管の流路断面積の50倍とした大口径の上昇管を蒸気ドラムへ接続させ、併せて上昇管口径を24B、並びに32Bとしたケースを解析した。両ケース共に、基本ケースに比べ自然循環量は少なくなるが、共にチャンネル出力1.8MWでは、ドライアウトに至らない。(4)圧力管口径の影響(1)(3)の解析結果より、チャンネル出力を上昇させた場合、圧力管部の圧力損失の影響が大きくなり、流量が低下するため、圧力管を広げた解析を行った。圧力管口径を広げる事により、自然循環量は増加するが、チャンネル出力が高くなるに従い、口径が広いケースの方が、流量振動が激しくなる。しかし、両ケース共にチャンネル出力1.8MWでは、ドライアウトに至らない。本解析結果より、上昇管口径を4Bとし、上昇管本数を1/2としても圧力管口径を122.0MMとする事により、チャンネル1本当り1.8MWの出力が得られる。
阿部 豊; 丸山 結; 三野 義孝*; 早田 邦久
JAERI-M 89-048, 58 Pages, 1989/05
TMI-2事故において見られたように、炉心冷却の低下により炉心が損傷するような事故が生じた場合、溶融した炉心と冷却材との相互作用により粒子状の推績物(デブリベット)が形成される可能性がある。このデブリベットは残留崩壊熱により発熱しており、万が一冷却が確保されなかった場合、再溶融から圧力容器の貫通に至る可能性がある。本報告書は、損傷炉心の冷却性を判定するための基準として、デブリベットがドライアウトする条件を予測するための解析手法を開発するとともに、国内外の実験データを用いて、作成した解析プログラムの性能評価を行った結果について報告するものである。
山野 憲洋; 丸山 結; 阿部 豊; 早田 邦久
AIChE Symp.Ser., 83(257), p.341 - 346, 1987/00
原子炉のシビアアクシデントを圧力容器内で収束させるためには形成されたデブリベッドを冷却する必要がある。PWRでは圧力容器内に注入された水はダウンカマ内に蓄積されその水頭によりベッドへと注入される。そこでこの状態を模擬した体系で実験を行うとともに、計算機モデルを作成して実験結果と比較した。実験により、ダウンカマとデブリベッドに僅かな水頭差があればドライアウト熱流束が大きく増加することが判明した。また、モデルによる予測結果は実験結果とよく一致した。モデルの開発過程において、通常充填層中の気液二相流に適用される運動量保存の式は液の量が少い場合には圧力損失を大きく評価するため、ドライアウト状態近くのベッドの圧力損失を過大評価する可能性があることが判明した。このため、同様な体系に対する従来の研究ではドライアウト熱流束を過小評価している恐れがある。
佐藤 一憲; 山下 拓哉; 吉川 信治; Li, X.; Pellegrini, M.*; 山路 哲史*; 小島 良洋*
no journal, ,
福島第一原子力発電所2号機と3号機の炉心エネルギーの差、及びその下部プレナム移行デブリの冷却特性、圧力容器バウンダリー破損、デブリのペデスタル移行挙動に与える影響を評価した。