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報告書

大口径垂直管内二相流実験装置による定圧式圧縮空気エネルギ貯蔵(CAES)システムの模擬実験: 実験装置及び実験方法

大津 巌; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 久木田 豊

JAERI-Research 96-038, 55 Pages, 1996/07

JAERI-Research-96-038.pdf:1.63MB

定圧式CAESシステムは、余剰電力を蓄えるエネルギー貯蔵法として実現を期待されている。このシステムでは、ガス圧を調整する圧力隔壁である通水抗で水に溶けたガスが発泡し、圧力隔壁としての効果が低下するため、これを定量的に予測する必要がある。原研、東大、電力中央研究所及び(株)清水建設の4者は、この水-溶存ガス二相流に関する共同研究を行った。本報告では、CAESシステムの構成、同システムで特徴的な流動現象及び模擬実験装置の概略を紹介すると共に、発泡速度等直接計測が困難な物理量の推定方法を考察した。均質流及び二流体モデルの基礎方程式に基づく推定方法を検討した結果、1)時間的に定常な流動状態での実験、2)断面平均ボイド率の計測、3)気相流速の直接計測、4)溶存ガス濃度の複数点での計測が今後の課題となることがわかった。

報告書

もんじゅ温度計ウェルの流動励起振動に関する水流実験

安濃田 良成; 黒田 猛*; 近藤 昌也; 村田 秀男

JAERI-Tech 96-028, 71 Pages, 1996/06

JAERI-Tech-96-028.pdf:3.04MB

平成7年12月6日、動力炉・核燃料開発事業団の高速増殖原型炉もんじゅの2次主冷却系においてナトリウム漏洩事故が発生した。漏洩は2次主冷却配管に設置された温度計ウェルの先端部が折損し生じたものであるが、折損の原因は後流渦による流動励起振動によるものと考えられている。原研では、科学技術庁原子力安全局の「もんじゅナトリウム漏えい事故調査・検討タスクフォース」による原因究明に資するため、温度計ウェルの流動励起振動に関する水流実験を行った。実験は、もんじゅ温度計ウェルが使用された条件を含む広範な条件について実施し、後流渦パターンとウェルの振動モードとの関係、及び変位応答における減衰パラメータの影響を明らかにした。

論文

Compressed air energy storage system two-phase flow experiment

熊丸 博滋; 大津 巌; 村田 秀男; 久木田 豊; 秋山 守*; 大橋 弘忠*; 後藤 正治*; 田中 伸和*; 大川 富雄*; 小野 勇司*; et al.

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.669 - 674, 1996/00

シャフト高さ約1000m、内径約3m、水-空気系のCAESシステムを模擬した、シャフト高さ約25m、内径0.2m、水-炭酸ガス系の実験装置を製作した。本装置を用いて合計15実験を実施した。高炭酸ガス濃度(~0.4MPa)、中水注入流速(~0.5m/s)の実験においては、下部リザーバへのガス貯気中(すなわちシャフトへの水注入中)のシャフト内ボイド率が全実験中最大となった。この実験はCAESシステムにおける最も厳しい状況に対応していると考えられるが、ブローアウトは発生しなかった。また、高濃度(~0.4MPa)、極高注入流速(~2.5m/s)の実験では、ガス貯気停止後、シャフト内に残存した過飽和炭酸ガス溶存水より急激に発泡が生じ、ブローアウトが発生した。しかし、実験装置での~2.5m/sは、CAESシステムでの~100m/sに相当し、非現実的流速である。

論文

Measurement of local void fraction distribution in rod bundle under high-pressure high-temperature boil-off conditions by using optical void probe

熊丸 博滋; 村田 秀男; 近藤 昌也; 久木田 豊

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.217 - 222, 1995/00

原子炉の小破断LOCA時等に生じる炉心ボイルオフ(極低流量)状態における炉心内混合水位等の評価に重要な高温高圧条件下のバンドル内局所ボイド率を、光学式ボイド計により測定した。実験は、燃料集合体を模擬した24本ロッドバンドル試験部において、圧力3MPa、質量流束11~90kg/m$$^{2}$$s、クオリテイ0.06~0.77の範囲で実施した。光学式ボイド計によりバンドル直径に沿った局所ボイド率分布を測定するとともに、$$gamma$$線型密度計による直径に沿った弦平均ボイド率及び差圧計による体積(面積)平均ボイド率を測定した。気泡流~スラグ流~環状流と変化するに従い、測定した局所ボイド率分布は凸形より平坦形へ、気泡通過頻度は凸形より凹形へ変化した。弦平均ボイド率($$gamma$$線による)は体積平均ボイド率(差圧による)より常に大きい値を示したが、これは局所ボイド率分布の流路断面内分布によることが明らかになった。

論文

Void-fraction distribution under high-pressure boil-off conditions in rod bundle geometry

熊丸 博滋; 近藤 昌也; 村田 秀男; 久木田 豊

Nucl. Eng. Des., 150, p.95 - 105, 1994/00

 被引用回数:25 パーセンタイル:11.7(Nuclear Science & Technology)

PWR炉心ロッドバンドル模擬形状内のボイド率を、圧力=3~12MPa、質量流束=5~100kg/m$$^{2}$$sのボイルオフ条件下で測定した。実験結果より、本研究で比較した相関式及びモデルの中では、Chexal-Lelloucheのモデルが最も良く(面積平均)ボイド率を予測することが明らかとなった。差圧測定値より得られた面積平均ボイド率は、ガンマ線密度計より得られた弦平均ボイド率より系統的に小さい値を示した。光学式ボイド計を用いて、非加熱水-蒸気二相流について同じバンドル内で局所ボイド率を測定した。面積平均ボイド率と弦平均ボイド率の差は、測定されたバンドル内(断面内)局所ボイド率分布により定量的に説明することができた。

論文

Startup Experiment of a PIUS-type reactor from isothermal fluid condition by feedback control of primary pump

田坂 完二*; 玉置 昌義*; 羽賀 勝洋*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 久木田 豊

Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics,Operations and Safety,Vol. 2, 0, p.38.A.1 - 38.A.6, 1994/00

PIUS型固有安全炉において、定常運転時の安全性と異常時での安全性を両立させる事が重要である。これまでの研究で、下部密度ロックにおける密度界面を安定に保つように、1次系ポンプ回転数をフィードバック制御することによって、安全性と安定性の両立が確保されることを明らかにした。本報告では、特に炉の立ち上げ時における下部密度ロック中心温度による循環ポンプ回転数制御の有効性を調べるため、PIUS炉を原理的に模擬した実験装置により、大気圧下の実験を行った。実験の結果、制御開始時に1次系とポイズン系の温度差がわずかでもついていれば、制御が可能であるが、全く温度差の無い状態からは制御が困難であることがわかった。しかし、ポンプ出口にヒータを付加するような工夫をすれば、どの様な状態からも本制御方法による立上げが可能である。

報告書

高温高圧ボイルオフ条件下における炉心ボイド率分布; 小型定常二相流試験装置(TPTF)を用いた実験的研究

近藤 昌也; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 安濃田 良成; 久木田 豊

JAERI-M 93-200, 56 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-200.pdf:1.85MB

原子炉事故時の炉心冷却性能を予測するには、ボイルオフ条件下における炉心ボイド率の予測が重要である。本研究では小型定常二相流試験装置(TPTF)を用いて高温高圧条件下でボイルオフ実験を実施し、その実験結果を用いて既存のボイド率相関式及びモデルの適用性を評価した。実験はPWR17$$times$$17型燃料集合体及びさらに稠密な炉心形状を模擬した試験部を使用した。その結果、1)Chexal-Lelloucheのモデルが最も良い予測を与えるが、高圧下では過小評価する傾向を示した,2)稠密型燃料集合体に対する予測性能はPWR型の燃料集合体に対する予測性能に比べて大きな相違は見られなかった。,3)ガンマ線型密度計と差圧計によるボイド率を比較したところ、ガンマ線型密度計によるボイド率が差圧計によるボイド率に比べて大きいという実験結果が得られたが、これは径方向ボイド率分布が平坦でないことに起因することが明らかになった。

論文

Feedback control of primary pump using midplane temperature of lower density lock for a PIUS-type reactor

田坂 完二*; 羽賀 勝洋*; 玉置 昌義*; 村田 秀男; 安濃田 良成; 久木田 豊

Proc. of the 2nd ASME/JSME Nuclear Engineering, p.301 - 306, 1993/00

PIUS型固有安全炉において、定常運転時の安全性と異常時での安全性を両立させることが重要である。これまでの研究で、下部密度ロックにおける密度界面を安定に保つように、1次系ポンプ回転数をフィードバック制御することによって、安全性と安定性の両立が確保されることを明らかにした。本報告では、特に炉の立ち上げ時における下部密度ロック中心温度による循環ポンプ回転数制御の有効性を調べるため、PIUS炉を原理的に模擬した実験装置により、大気圧下の実験を行った。実験の結果、制御開始時に1次系とポイズン系の温度差がわずかでもついていれば、制御が可能であるが、全く温度差の無い状態からは制御が困難であることがわかった。しかし、ポンプ出口にヒータを付加するような工夫をすれば、どの様な状態からも本制御方法による立上げが可能である。

論文

Atmospheric-pressure small-scale thermal-hydraulic experiment of a PIUS-type reactor

田坂 完二*; 玉置 昌義*; 今井 聡*; 纐纈 英年*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1152 - 1161, 1992/12

PIUS型炉は、一次系全体が低温のボロン水タンク内に納められており、上下2箇所の密度ロックにおいて、一次系とボロン水が接している。通常運転時には、一次系とボロン水の水頭差と炉心流動圧損が釣り合っているが、事故時には、このバランスが崩れ、ボロン水が一次系に流入し、炉が停止する。この炉停止機構は、静的安全性という点では優れているものの、安定性に問題がある。筆者らは、これまで、下部密度ロック内の密度境界を安定化させる方法として、下部密度ロック上下差圧を基に、主循環ポンプの回転数を自動制御することを提案してきた。本報は、さらに実用的な方法として、下部密度ロツクの中央温度を基準とした主循環ポンプの回転数制御を提唱し、その有効性を実験によって確認した。

論文

Fiber-optics video probes for observation of high-pressure high-temperature two-phase flow

中村 秀夫; 村田 秀男; 伊藤 秀雄; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 久木田 豊

可視化情報学会誌, 12(47), p.47 - 56, 1992/10

高圧の蒸気/水二相流の可視観察は、多くの工業分野、特に相変化や相分離/混合が複雑に関与した現象を扱う分野で必要とされている。従来、空冷を施した大型の内視鏡(ビデオプローブ)が使用されてきたが、測定対象の二相流に乱れを与える場合があった。原研では、プローブの流れへの影響を低減する為、照明、観察共に石英系光ファイバーを用い、PWRの運転条件(圧力16MPa、温度325$$^{circ}$$C)でも無冷却で使用可能な小型プローブを開発した。ここでは、ROSA-IV/LSTF実験装置での使用/改良に基づく経験をまとめた。特に、高温の蒸気/水雰囲気での光学窓(サファイア)の腐食、高温での光ファイバーと金属製保護管との延び差吸収のためのスライド機構、鮮明な画像を得るための照明等の問題点をまとめ、併せて実験で得られたLOCA実験時の二相流観察例を紹介する。

論文

ハニカム構造体を含む水平流体層の熱伝達特性

村田 秀男; 刑部 真弘*

日本機械学会論文集,B, 58(550), p.1912 - 1917, 1992/06

水平流体層における熱や物質の移動に内部構造物がどのように影響するかは、原子炉、水力発電所のダム湖等の工学的機器設計上はもとより、海洋や大気の対流が密接に関連した環境問題においても重要な課題である。基礎的アプローチとして、上下面でそれぞれ冷却加熱される水平流体層中に開口面積率$$phi$$の異るハニカムを挿入し、その伝熱特性を調べた。伝熱流体は水で、Ra数は10$$^{7}$$~10$$^{9}$$の範囲である。$$phi$$が0.0904以上では、ハニカムによる乱流渦の抑制は観察されたが、熱伝達率の低下は認められなかった。これは、全体の熱輸送が温度境界層からのプルーム発生により支配されるためであって、流体層中央部の熱輸送能力には余裕のあることがわかる。実験結果は境界層更新モデルとほぼ一致した。$$phi$$が0.0101以下では熱伝達率の低下が生じたが、この場合も熱伝達は上下伝熱面間距離には依存しないことがわかった。

論文

Thermal-hydraulic experiment for safe and stable operation of a PIUS-type reactor

田坂 完二*; 今井 聡*; 正岡 久和*; I.D.Irianto*; 纐纈 英年*; 正置 昌義*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 久木田 豊

Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 2, p.17.6-1 - 17.6-6, 1992/00

固有安全軽水炉の一種であるPIUS炉は、1次系全体が低温のボロン水タンク内に納められており、上下2箇所のハニカムを境界として、1次系とボロン水が接している。通常運転時には、ボロン水と1次系水との水頭差と炉心流動抵抗とか釣合っている。事故時には、このバランスの崩れボロン水が水頭差によって1次系内に流入し、炉が停止する。この炉停止機能は、静的安全性という点で優れているものの、安定性に問題がある。本報は、下部ハニカム内の密度境界を安定化させる方法として、下部ハニカム中央温度をハニカム上下温度の平均値になる様に、主循環ポンプの回転数制御を行う平段を提案し、その有効性を、原子炉スタートアップ時、出力変化時について実験的に確認した。また、給水喪失時に、この制御が本来の固有安全性を失なうものではないことを確認した。

報告書

ROSA-III tests on BWR pump suction-line 200% break LOCAs with partial and total ECCS failure; RUN 924(LPCS and one LPCI pump failure), RUN 902(Two LPCI pump failure) and RUN 905(Total ECCS failure)

熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男

JAERI-M 91-167, 293 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-167.pdf:7.69MB

本報は、BWRの体積比1/424のスケール模型であるROSA-III装置において実施した3つの再循環ポンプ吸込ライン200%両端破断実験RUN902,905及び924の実験データを示している。これらの3実験は、既報の2実験(RUN926及び901)とともに、この破断形状における炉心冷却性能に関するECCS故障モードの効果を調べる一連の5実験の一部をなしている。これらの5実験の結果も本報では、比較されている。RUN902,924及び926は、ECCS用DG(ディーゼル発電機)の3つの異なる単一故障モードを模擬したものであり、RUN905は全てのECCSの故障、RUN901は全てのECCSの作動を模擬したものである。単一故障を仮定した3実験(RUN902,924及び926)においては、測定した最高の燃料棒表面温度(PCT)は、現行の許認可基準の1473Kよりかなり低い値であった。また、HPCS(高圧炉心スプー)故障の場合が最も厳しい炉心温度上昇となった。

報告書

A BWR pump suction-line 200% break test at ROSA-III program(RUN 903); Effect of prolonged recirculation pump operation

鈴木 光弘; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 村田 秀男

JAERI-M 91-103, 156 Pages, 1991/07

JAERI-M-91-103.pdf:4.59MB

本報はROSA-III計画で実施したBWR200%配管破断実験(RUN903)の結果をまとめ、再循環ポンプ運転継続によるシステム挙動への影響を明らかにしたものである。ROSA-IIIの標準的実験条件としては、初期状態の炉心出力がBWR条件の44%と低いために炉心流量を低くして1次系のエンタルピ分布を模擬した。従って実験開始後は、初期流量が少い上にポンプ慣性が小さいため、炉心側へ駆動される冷却水量が少なくなり、これは炉心冷却条件にも影響を及ぼしていた。本実験で再循環ポンプを破断後運転継続した所、約40kg(初期保有水量の約6%)の冷却水が炉心側へ輸送され、特に破断初期に見られた炉心燃料棒のヒートアップを大巾に減少させる結果をもたらした。この実験結果は実炉のLOCA条件における炉心温度挙動の考察に重要である。

報告書

PIUS型炉における主循環ポンプのフィードバック制御

藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 田坂 完二*; 久木田 豊

JAERI-M 91-076, 34 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-076.pdf:1.02MB

PIUS型炉においては1次系とポイズン系の界面に存在する密度境界層を安定に維持することが重要である。筆者らは、下部ハニカム内密度境界層の位置制御に対してハニカム全長間差圧が有効な指標になるものと考え、ハニカム差圧による循環ポンプ回転数フィードバック制御システムを開発し、その有効性を調査してきた。今回、比例ポンプ回転数制御によりループ差圧に生じる定常偏差を改善するため制御ロジックに微分項を付加し、定常並びに温度過渡条件でのシステム挙動を調べた。この結果、微分項の採用は制御性を著しく向上させ、スタートアップ、出力変更操作が容易に実施できることが確認できた。また1次系クーラー2次側への給水喪失模擬実験ではポンプ回転数に上限を与えることにより、炉の受動的停止機能を確保できることが確認できた。

論文

Fiber-optics video probes for observation of high-pressure two-phase flow

中村 秀夫; 村田 秀男; 伊藤 秀雄; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 久木田 豊

ANS Proc. 1991 National Heat Transfer Conf., Vol. 5, p.175 - 180, 1991/00

高温高圧条件下での蒸気/水二相流の可視観察は、多くの工業、特に相変化や相分離/混合が複雑に関与した現象を扱う分野で大変必要とされている。従来、空冷を施した大型のビデオプローブが使用されてきたが、プローブの冷却とプローブ自身の流路閉鎖性により、測定対象の二相流に乱れを与える場合があった。原研では、プローブが流れに与える影響を低減する為、照明、観察共に石英系光ファイバーを用い、加圧水型原子炉の運転条件(~16MPa,~325$$^{circ}$$C)下でも無冷却で使用可能な小型ビデオプローブを開発した。ここでは、本プローブを、ROSA-IV/LSTF実験装置で使用/改良した経験をまとめた。特に、高温蒸気/水雰囲気中でのサファイア光学窓の腐食、高温条件下での光ファイバーと金属製保護管との延び差吸収の為のスライド機構、鮮明な画像を得る為の照明等の問題点をまとめ、あわせて実験で得られた二相流の観察例を紹介する。

論文

Feedback control of primary circulation pump of PIUS-type reactor during startup and steady state operation

藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 久木田 豊; 田坂 完二*

Thermal Hydraulics of Advanced Nuclear Reactors, p.85 - 89, 1990/11

PIUS型炉を原理的に模擬した小型実験装置において、下部ハニカム全長間差圧により密度境界の位置制御を行い、その制御性能を調べた。本制御方式は、ハニカム内温度分布により定まる差圧を設定し、密度境界層の位置及び温度分布が変動することにより生じる差圧設定値との偏差をポンプ回転数にフィードバックし、常に密度界面における両ループ間の静水頭差をポンプ吐出圧でバランスさせるものである。比例回転数制御のみではポイズンループに生じるマノメータ振動がポンプの慣性のため収束せず大きな定常偏差が残る。この対策として制御ロジックに減衰項を付加した結果、定常運転のみならず、スタートアップや出力変更時の様に系内温度分布が大きく変化する過渡条件においても密度境界層を安定に維持することができ、PIUS型炉の操作においてハニカム間差圧が有効な制御指標となることが示された。

報告書

An Intermediate break BWR LOCA test(Run991) at ROSA-III; Simulation of ECCS line break LOCA phenomena

鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二*

JAERI-M 90-073, 160 Pages, 1990/04

JAERI-M-90-073.pdf:3.9MB

本報はROSA-III計画で実施した中口径破断実験(RUN991)の詳細な結果を示すとともに、他の実験結果と比較することにより、破断位置の影響及びECCS二重故障の影響について得られた知見についても示している。ECCS配管破断によるLOCA事象においては、他の1系統のECCS故障を仮定することにより二重故障が生じる。このECCS配管破断LOCAに関する実験的研究は少なく、米国のFIST(Phase II)実験におけるLPCI配管破断実験とわが国で電力共研が実施したTBL(RUN315)HPCS配管破断実験が代表的である。ROSA-IIIではECCS配管に破断装置を有していなかったので、ECCS二重故障を仮定した2種類の中口径破断実験を実施し、上記実験と比較することにより特徴的事象を調べた。この結果、HPCS配管破断時には炉心露出開始は再循環ループ破断より遅いが炉心露出時間帯は長くなるためPCTは高くなること、そしてROSA-III2実験の中間値になる事を示した。

報告書

Effects of high temperature ECC injection on small and large break BWR LOCA simulation tests in ROSA-III program; RUNs 940 and 941

鈴木 光弘; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二

JAERI-M 90-051, 256 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-051.pdf:6.41MB

本報は、BWR/LOCAを模擬したROSA-III実験のデータレポートであり、併せて高温ECC水注入の影響を調べたものである。ROSA-III計画では、炉心冷却に及ぼすECCSの効果を調べるパラメータ実験の1種として、高温(120$$^{circ}$$C)のECC注入実験(RUN940,941)を実施した。RUN940は5%小破断LOCA実験、RUN941は200%破断LOCA実験である。これら2実験の結果と、標準的ECC注入実験(水温40$$^{circ}$$C)のRUN922、926の結果とを比較し、次の結論を得た。5%破断実験ではECC温度の違いによる炉心再冠水過程の燃料棒温度挙動に大きな差異は生じなかった。しかし200%破断実験では、PCT(最高被ふく管温度)に大きな差はないものの、4体の燃料集合体の冷却プロセスに違いが生じ、高温ECC注入により炉心冷却が促進される結果が得られた。これら4実験の分析により、ECC注入後の圧力容器内温度分布についてのデータが得られた。

報告書

Recirculation pump suction line 75 and 25% split break LOCA tests of ROSA-III; Runs 929 and 930 with HPCS failure

中村 秀夫; 田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男

JAERI-M 89-131, 260 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-131.pdf:6.11MB

本報は、BWR中口径破断LOCAを模擬したROSA-III実験Run921及び930の実験結果をまとめたものである。両実験は、各々再循環ポンプ吸込側75及び25%破断を模擬している。また、HPCSが不作動と仮定された。本報では、両実験結果に基き、BWR中口径破断LOCAにおける炉心冷却に対する破断口の大きさの影響を考察した。両実験共、下部プレナムフラッシング(LPF)後全炉心が露出した。Run930での最高燃料表面温度(PCT)は867.2kであり、炉心露出時間の短いRun929の879.2kより少し低かった。これは、Run930での破断口が小さいことにより、減圧が比較的ゆるやかでPCTが遅く生じた為である。しかし、全炉心はLPCS及びLPCIによりクエンチし、低圧系ECCSによる炉心冷却の有効性が確かめられた。

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