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楠 剛; 大辻 友雄*; 井川 博雅*; 黒沢 昭*; 岩堀 宏治*; 横村 武宣*
JAERI-M 89-216, 33 Pages, 1989/12
舶用炉においては、船体運動に伴うみかけの重力加速度の変化によって限界熱流束がうける影響を明らかにすることは、炉心の熱水力設計手法の確立並びに安全性評価のために重要な課題である。本共同研究の目的は、動揺時の限界熱流束の低下を定量的に求めることにある。実験はR113を用いて行った。実験の結果、0.5MPaの圧力条件でも静止時限界熱流束に対する動振時限界熱流束の比は見かけの重力加速度の最低値の1/4乗に比例するという保守的相関式が適用できることを確認した。また、加速度変動による流量、出口ボイド率の変動の周波数応答関数より加速度変動は沸騰流路のある狭い区間のみボイド率変動に強く影響すると判断した。
神永 雅紀; 数土 幸夫; 井川 博雅*; 薄井 徹*
JAERI-M 88-073, 38 Pages, 1988/03
本報は、JRR-3改造炉の熱水力設計及び安全解析に役立てるために行った共存対流熱伝達実験についてまとめたものである。
数土 幸夫; 神永 雅紀; 井川 博雅
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(5), p.355 - 364, 1987/05
被引用回数：6 パーセンタイル：55.66(Nuclear Science & Technology)大気圧で、両面加熱の狭い垂直矩型流路(長さ750mm、幅50mm、ギャップ18mm)に水を流した実験を行い、強制対流と自由対流とが共存する場での熱特性を調べた。レイノルズ数が40~50,000、グラスホフ数が40,000~5
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に及ぶ層流から乱流までの広い範囲を、上昇流と下向流とについて調べた。その結果、(1)強制対流が上昇流と下向流の場合の共存対流下の熱伝導率を、1つの無次元パラメータを用いて乱流強制対流及び乱流自由対流熱伝達率に対する比として簡単な形であらわすことができた。さらに、(2)この無次元パラメータを用い、上述の熱伝達率表式から共存対流が顕著である領域を定めることができた。
神永 雅紀; 井川 博雅*; 渡辺 終吉; 安藤 弘栄; 数土 幸夫
JAERI-M 87-055, 87 Pages, 1987/03
本報告書は、COOOD-Nコ-ドを用いて行なったJRR-3改造炉の自然循環運転時の炉心熱水力特性の解析結果、及びCOOLOD-Nコ-ドの概要について述べたものである。本計算コ-ドには、研究用原子炉の自然循環運転時の熱推力解析が出来るよう自然循環時の流量計算機能、熱水力設計限界の判定に重要な沸騰開始条件、DNBR等の計算機能を組み込んだ。本報では、得られた自然循環運転時の熱水力設計値が許容設計限界項目である沸騰開始条件およびDNB開始条件に対して十分な余裕があること、燃料芯材ブリスタ発生条件に対して十分な余裕があることを示した。併せて、COOLOD-Nコ-ドの自然循環運転時の計算の妥当性も示した。
井川 博雅; 功刀 資彰; 神永 雅紀; 数土 幸夫
JAERI-M 86-093, 66 Pages, 1986/07
本報告書は、3次元熱流体解析コードSTREAMを用いて行なったJRR-3改造炉一次冷却系に設置される
N減衰タンク内の定常状態における流動特性解析についてまとめたものである。Nを効果的に減衰させる為に、タンク内の流体のながれを可能な限り均一にして、かつ、滞留時間を長くする必要が有る。その結果、JRR-3改造炉の遮蔽上の観点から充分満足できる滞留時間を確保できる容器の構造、流路断面積等を決定する事ができた。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 大河原 正美; 神永 雅紀
JAERI-M 85-126, 95 Pages, 1985/09
本報告書は、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計において重要な位置を占める強制対流下での沸騰開始(ONB)条件とDNB熟流束について実験を行い、設計に用いるべき相関式の妥当性と適用性の検討を行った結果とについて報告するものである。JRR-3改造炉は、定格出力20MWのいわゆる低圧低温の研究用原子炉であって炉心は200KWまでの上昇流による自然循環冷却と20MWまでの下向流による強制循環冷却による2モードの冷却方式を採用する。従って本実験では、上昇流と下向流の熱水力特性の相異に注目した。同時に、熱伝達特性が流路の形状に強く依存する可能性のあることに留意し、JRR-3改造炉の燃料要素の1流路を模擬した加熱流路で実験を行ったものである。
神永 雅紀; 井川 博雅; 大河原 正美; 数土 幸夫
JAERI-M 85-071, 65 Pages, 1985/06
本報は、JRR-3改造炉の標準型燃料要素を模擬した燃料要素内の流動特性を、実験を行って調べ、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計において燃料板表面温度算出に用いる、ホット・チャンネル・ファクタのうち工学的因子である標準型燃料要素内のサブチャンネル聞流速分布因子及び流路断面積誤差因子を評価し、その妥当性を検討した結果について述べたものである。実験結果より、サブチャンネル間流速分布因子として1.08、また流路断面積誤差因子として1.17を得た。これらの実験により得られた値は、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計に用いられている。
安藤 弘栄; 井川 博雅; 吉村 和美*; 大西 信秋
JAERI-M 85-019, 40 Pages, 1985/02
本報告書は、JRR-3改造炉の安全評価解析のうち、熱伝導解析コードHEATING5を用いて解析した「炉心流路閉塞事故」及び「重水流量喪失」の解析結果について述べたものである。「炉心流路閉塞事故」の解析においては、最も過酷な条件である1流路完全閉塞の場合においても、燃料芯材最高温度はホットスポットにおいて約150
Cであり、最小DNBRは1.0を下まわらないことを確認した。また、「重水流量喪失」の場合には、熱交換器による重水の除熱を無視しても、重水タンク内の重水の温度上昇は、最大約94Cであり、飽和温度を下まわることを確認した。
篠津 和夫; 井川 博雅; 安藤 弘栄; 数土 幸夫; 大西 信秋
JAERI-M 84-238, 69 Pages, 1985/01
本報告は、研究用原子炉の熱水力解析をするために開発されたCOOLODコードを用いて行ったJRR-3改造炉の炉心定常熱水力計算、およびその熱水力特性の評価結果について述べたものである。本稿では、定常熱水力計算について沸騰開始温度およびDNBRを検討し、これらの熱水力設計値が沸騰開始条件に対し十分な余裕があること、およびDNB開始条件に対して十分な余裕があることを示した。さらに、フォロワ型燃料要素においても同様な検討を行い、標準型燃料要素に比べてさらに安全余裕があることを示した。また、流路閉塞時の熱水力についても考察し、DNB条件に対してパラメータ計算を行いDNBRが1.5を下回る条件を明確にした。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 神永 雅紀
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.73 - 82, 1985/00
被引用回数：34 パーセンタイル：93.68(Nuclear Science & Technology)JRR-3改造炉の燃料要素内の1サブチャンネルを模擬した垂直短形流路を用いて実験を行い、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計に用いた沸騰開始時の加熱度を予測する相関式の妥当性と誤差を調べた。その結果、(i)従来のBergles-Rohsenowの式は、実測値と比較し下限値に対し約1Kの誤差で沸騰開始時の熱流束と加熱度の関係を良く予測しうること、(ii)上昇流と下向流とで、沸騰開始時の熱流束と加熱度との関係に顕著な差が無いこと、さらに(iii)上昇流、下向流いずれにおいても、沸騰開始点の加熱度にオーバシュートがほとんど見受けられず、強制対流からサブクール沸騰にいたる熱流束と加熱度の関係にも熱流束の昇時と降下時とで、顕著なヒステリシスが見受けられないことがわかった。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 大河原 正美; 神永 雅紀
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(3), p.202 - 212, 1985/00
被引用回数：33 パーセンタイル：94.52(Nuclear Science & Technology)本報は、20MWtに改造予定のJRR-3の燃料要素内の1サブチャンネルであるギャップ2.25mm,長さ750mmの矩形流路を模擬した狭い垂直流路で、上昇流と下向流とにおける単相強制対流熱伝達特性の相違を、実験的に調べたもので従来の相関式の適用性と浮力の効果に注目している。その結果、(1)乱流に対しては等価直径を用いることによって従来の相関式が、下向流・上昇流共に適用できること、(2)層流では、レイノルズ数が700以下でグラスホフ数が千以上の時、上昇流と下向流とで違いが生ずる。即ち、浮力の効果によって下向流のヌセルト数は上昇流よりも低下することがわかった。なお、層流の上昇流と下向流に対し各々下限値を与える新しい熱伝達相関式が両面加熱流路について得られた。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 神永 雅紀; 大河原 正美
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(8), p.604 - 618, 1985/00
被引用回数：57 パーセンタイル：97.81(Nuclear Science & Technology)研究炉JRR-3は、20%低濃縮ウラン燃料を用い熱出力20MWに改造される予定である。このJRR-3の燃料要素中の1サブチャンネルを模擬した垂直矩形流路を用い、DNB熱流束を上昇流と下降流との場合について実験的に調べた。実験は、JRR-3の安全解析で対象となる流束及び圧力の条件で行なわれた。本実験の検討と将来の矩形流路及び他の流路での実験結果の検討から、上昇流及び下降流に対するDNB熱流速評価式を導いた。これらの評価式は矩形流路のみならず他の流路にも適用可能である。
数土 幸夫; 安藤 弘栄; 井川 博雅; 大西 信秋
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(7), p.551 - 564, 1985/00
被引用回数：19 パーセンタイル：88.01(Nuclear Science & Technology)本報は、20%低濃縮ウラン板状燃料を用いて、プール型軽水冷却の熱出力20MWの原子炉に改造予定の研究炉,JRR-3の熱水力設計と解析結果の概要を述べたものである。通常運転条件として、強制対流と自然対流の2つの冷却形式を採用する予定である。設計条件として、通常運転条件では炉心内で沸騰を許さないよう沸騰開始温度に対する余裕と、DNBに対する余裕を充分有するよう設計し、その余裕を評価した。その結果、熱出力20MW時の炉心流速設計値は6.2m/sが得られた。この時の沸騰開始温度に対する余裕は最大となっており、最小DNBRも2.1でありDNBに対して充分余裕のあるものである。更に、自然対流冷却時の炉心熱水力特性も明かにした。
井川 博雅; 浅香 英明; 前田 俊哉*; 福地 実*; 藪下 幸久*; 宮本 啓二
JAERI-M 84-218, 157 Pages, 1984/12
本報告書は、JRR-3改造炉の安全性を評価することを目的として行った原子炉の過渡変化と事故の解析について述べたものである。解析項目は、次の6ケースが基本ケースとして選定された。(1)1次冷却材の流量低下(2)2次冷却材の流量低下(3)商用電源喪失(4)1次冷却材流出事故(5)1次冷却材ポンプ軸固着事故(6)2次冷却材ポンプ軸固着事故 これらの基本ケースに加えて、いくつかの感度解析も行った。本解析を通じて、少くとも研究炉に関する解析手法上の有用な知見が得られた。また、JRR-3改造炉は、運転時の異常な過渡変化および事故に関する安全評価基準に対して、十分に余裕があることが判明した。
浅香 英明; 井川 博雅; 前田 俊哉*; 福地 実*; 藪下 幸久*; 宮本 啓二*
JAERI-M 84-217, 97 Pages, 1984/12
本報告書は、研究炉用安全解析コードRETRAN-02/RRの開発について述べたものである。本コードの開発の目的は、研究炉の異常な過渡変化および事故の解析に使用できる信頼性のある多機能な熱水力コードを用意することである。この目的を達成するために、軽水炉用過渡解析コードRETRAN-02を調査し、改良した。主な改良点は、低圧下の数値解法および物理モデルについてである。コード改良の説明に加えて、コードを構成する方程式およびモデルの理論についても説明する。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 大河原 正美; 神永 雅紀
JAERI-M 84-149, 106 Pages, 1984/08
本報は、JRR-3改造炉の標準型燃料要素の1流路を模擬した加熱長750mmの矩形単一流路を用い、流速約0.05~6m/sの範囲で上昇流と下向流の強制対流熱伝達特性の相違を調べたものである。その結果、レイノルズ数が2000以上では従来の相関式が使用でき上昇流・下向流とで顕著な差異が無いこと、レイノルズ数が700以下では下向流の熱伝達率が上昇流に比べて低下することがわかった。以上の実験的知見から、JRRー3改造炉熱水力解析用熱伝達相関式の内の、上昇流と下向流とに適用すべき強制対流熱伝達相関式の妥当性を確かめると共に、低流速で浮力の影響が顕著になる領域の熱伝達相関式を提案した。
数土 幸夫; 井川 博雅; 篠津 和夫*; 安藤 弘栄
JAERI-M 84-119, 108 Pages, 1984/06
本報は、熱出力20MWtのJRR-3改造炉の炉心熱水力・解析の基礎である炉心流動特性を、実規模ノモックアップ装置を用いて調べた実験結果と、その結果を基にし、JRR-3改造炉の定常運転時の炉心流量配分を確定した結果とについて述べたものである。定常運転時の炉心流量配分は、モックアップ装置とJRR-3改造炉とで若干異る寸法の効果を、実験結果を基に計算で補正し確定した。
数土 幸夫; 安藤 弘栄; 井川 博雅; 篠津 和夫*; 大西 信秋
JAERI-M 84-079, 141 Pages, 1984/05
本報は、熱出力20MWのJRR-3改造炉に関する熱水力特性の検討を踏まえた熱水力設計の基本的な考え方を述べたものである。熱水力特性の検討では、通常運転時の設計条件を充分満足することを確認すると同時に、運転字の異常な過渡変化及び事故時の安全余裕を評価するために必要な熱水量特性を検討した。
数土 幸夫; 井川 博雅; 平野 雅司; 大西 信秋
JAERI-M 84-066, 74 Pages, 1984/03
本報告書は、JRR-3改造炉の熱水力解析に使用すべき熱伝達相関式を、JRR-3改装炉の熱水力特性の特徴を考慮し従来の関連実験と比較検討して、熱伝達パッケージを作成したものである。JRR-3改造炉は熱出力約20MWtの、いわゆる低圧・低温の研究用原子炉であって、定常状態では流速約6m/sの下向流で炉心冷却が行われている。本報告書で検討・作成した熱伝達パッケージは、定常運転、運転時の異常過渡変化及び事故時の下向流・上昇流の両者に対し、狭い間隙の矩形流路での炉心熱水力解析に適用できるものである。
菊地 賢司; 佐野川 好母; 大熊 嗣男*; 井川 博雅
Eng.Fract.Mech., 19(6), p.1013 - 1024, 1984/00
両端で球面座と球面接触する黒鉛短柱の破壊強度を調べた。このような構造は、VHTR炉心支持ポストにみられる。その結果、球面接触部の半径の組み合せ、黒鉛短柱の細長比、黒鉛短柱の傾き角が破壊強度に及ぼす効果が明らかにされた。また、体積効果や酸化による細長比の変化について議論している。
菊地 賢司; 大熊 嗣男*; 佐野川 好母; 井川 博雅
日本材料強度学会誌, 18(2-3), p.57 - 70, 1984/00
VHTR炉心の黒鉛支持ポストは、炭素、黒鉛、鋼製部材間の相対熱膨張差や水平地震力による相対変位を吸収するため、その両端が球面接触構造になっている。本報は、炉心支持ポストの圧縮強さに及ぼす細長比、傾き角、球面座半径の影響を実験的に調べ、破壊に及ぼす因子を検討したものである。
