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高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 鈴木 貴行*; 功刀 資彰*
日本機械学会関東支部山梨講演会(2001)講演論文集, p.197 - 198, 2001/00
核融合炉真空容器内で冷却侵入事象が起きると水の沸騰蒸発により圧力は上昇する。発生した蒸気は内部に水を有し、初期に大気圧以下に減圧された圧力抑制タンクに送られる。ここで、蒸気は水との直接接触によって凝縮し、その結果系統内の温度が低下して圧力上昇が抑制される。本研究では、減圧下における蒸気の直接接触凝縮に関する現象解明を目的として、凝縮時の相変化挙動に対しMARS法を使った数値解析による予備的検討を行った。凝縮モデルは温度回復法を低圧下への適用を考慮して改良した。可視化試験結果と比較し、微細気泡の直接接触凝縮挙動をよく模擬できることがわかった。今後は凝縮促進のためにクエンチャー構造を模擬した体系下での解析を行う考えである。
小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇
JAERI-Research 99-075, p.95 - 0, 2000/01
JAERI-Research-99-075.pdf:4.62MB
核融合実験炉における熱流動に関連する異常事象としては、真空容器内冷却材侵入事象(ICE: Ingress-of-Coolant Event)と真空境界破断事象(LOVA: Loss-of-Vacuum Event)が考えられる。これらICE及びLOVA事象下における熱流動特性を定量的に評価するためにICE/LOVA統合試験装置が計画されている。本研究は、ICE/LOVA統合試験装置の建設前に、ICE事象下における伝熱流動特性を軽水炉の熱流動安全性評価解析のために開発されたTRAC-PF1コードを使って数値予測した。