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岡崎 元昭
JAERI-Research 97-080, 43 Pages, 1997/11
JAERI-Research-97-080.pdf:1.24MB
熱力学的非平衡を含む一般の二相流の対する数値解法について述べる。一般条件の二相流においてはVolume内及びJunction内に夫々、気液各相の飽和、非飽和の組合わせがある。それらを分類して個別に流れの変化を評価している。本数値解法を検証するため種々の非平衡二相流に対していくつかの数値解析を行った。その結果、以下のことを確認した。連立方程式の解として得られた圧力と比エンタルピから蒸気表を用いて得られる状態量と、質量保存式及びエネルギ式から気液各相について得られる密度変化、比エンタルピ変化との整合性。質量及びエネルギに対する誤差の蓄積のないこと。さらに、比エンタルピについてはVolume内エネルギ式として全エネルギ保存式を用いる場合と熱力学第一法則の形の式を用いる場合を比較して、両者が一致すること。
岡崎 元昭
JAERI-Research 97-079, 57 Pages, 1997/11
JAERI-Research-97-079.pdf:1.63MB
非定常気液二相流をVolume-Junction法によって気液各相について独立に解析する場合の、単純で合理的な数値解法を提出する。その要点は、(1)差分形の基礎式を元の偏微分形のもつ物理的意味を保持する形で導いた。(2)Volume内エネルギ保存を確実に達成するためVolume内の運動量平衡式を新しく導出した。(3)流れに沿う減圧過程で気液各相に独立に生ずる相変化の理論式を用いた。(4)陽解法による解の単純な数値積分で計算を進めている。本手法の検証のため、計算例として減圧により相変化する飽和二相流の圧力、ボイド比変化を求めると共に、気液各相について独立に、質量変化、エネルギ変化を求め、そこから得られる状態量が飽和条件のものであること、質量及びエネルギに対する誤差が蓄積していかないことを確認した。これらの結果から、基礎式と相変化式の整合性を数値的に確認した。
岡崎 元昭
Transient Thermal Hydraulics,Heat Transfer,Fluid-structue Interaction,and Structural Dynamics,ASME94, 0, p.65 - 73, 1994/00
沸騰二相流中に生じる密度波振動型不安定挙動を解析するためには、流れの非定常性の物理的本質を捉えた解析をする必要がある。そのため、はじめに偏微分形の基礎式を特性曲線法によって常微分化する必要がある。沸騰二相流の特性方程式の導出に当たっては特性曲線の一つである圧力伝播速度を現実の速度に合うように導くこと、相変化項を熱力学の法則によって適切に記述することを考慮している。さらに、二種類の特性曲線によって特性化された差分方程式による数値解法を示す。本数値解法の妥当性を検証するため、温度上昇に伴う密度変化により流速が上昇する水並びに蒸気単相流について、又、相変化に伴うクオリティ変化により流速が増大する飽和二相流について質量保存とエネルギ保存が達成されていることを確認した。又、沸騰二相流に生じる密度波振動について、いくつかの影響因子をパラメータにした数値計算例を示した。
村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 秋本 肇; 岡崎 元昭; 井口 正
Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.1_1 - 24.1_10, 1992/00
従来型軽水炉についての大型再冠水試験等により、事故時の多次元効果が明らかになってきた。これらの知識は1次元又は多チャンネル1次元コードのモデル改良又は入力データの修正に使われ、従来型軽水炉の解析に役立てられてきた。一方、TRACコードのような多次元コードが開発され、原研では、多次元効果をTRACに組込み、REFLA/TRACコードを開発した。本コードによる高転換軽水炉、受動安全炉の解析を行ったところ、多次元効果が解析的に見い出された。すなわち、炉心及びその上、下部での自然循環による流体温度の均一化、一次系水とボロン水との混合が、1次元解析と大きく異なることが分かった。大型試験等の行われていない新型軽水炉の性能評価のためには、3次元熱水力コードを使用し、多次元効果を調べる必要があり、このことに同コードの重要性がある。
鈴木 光弘; 岡崎 元昭*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二
JAERI-M 88-141, 188 Pages, 1988/07
沸騰水型原子炉の小破断冷却材喪失事故の場合には、原子炉のクールダウンに高圧炉心スプレイ系や自動減圧系(ADS)が用いられる設計になっている。高圧炉心スプレイ系の不作動を仮定する場合には、ADS作動のタイミングが原子炉炉心冷却上重要な意味を持つ。本報は、ROSA-III試験装置を用いて実施した沸騰水型原子炉の1%小破断模擬実験(Run917,918)を分析することにより、高圧炉心スプレイ系不作動時にADS作動遅延が事故事象及び燃料棒表面温度に及ぼす影響を実験的に明らかにしたものである。
鈴木 光弘; 熊丸 博滋; 田坂 完二; 岡崎 元昭; 松尾 孝*; 岡田 彰*
JAERI-M 84-245, 153 Pages, 1985/02
軽水炉の冷却材喪失事故等の熱水力挙動を解析するコードにRELAP5コードがある。これまでBWRに設置されているジェットポンプの中の流れを解析するモデルがなく、便宜的にその吸込部に小ポンプを設けるなどの方法を用いていた。ジェットポンプ内の運動量交換および形状の影響をとり入れたモデルを岡崎らが開発したが、本報は実際にこのモデルをRELAP5コードに組み込み、ROSA-III実験解析を行えるように改良し、実験結果と比較することによりモデルの性能を評価したことをまとめたものである。ジェットポンプの流れとエネルギーの特性を表わす指標にM、N値(それぞれ流量比、全圧力の差の比)があるが、本モデルがROSA-III装置のジェットポンプを対象として、定常状態と破断後の過渡状態にも適用でき、この特性をよく表わすことができることを示した。BWRのジェットポンプには更に使用上の工夫、モデルの改良が必要である。
安濃田 良成; 早田 邦久; 田坂 完二; 村田 秀男; 鈴木 光弘; 小泉 安郎; 熊丸 博滋; 岡崎 元昭; 竹下 功; 斯波 正誼
JAERI-M 83-043, 154 Pages, 1983/02
本報は、ROSA-III実験装置によるBWR LOCA模擬実験のうち、単一故障実験シリーズのRun7341の実験データレポートである。ROSA-III実験装置は、炉心を電気加熱ヒータで模擬した実炉比1/424(体積比)の装置である。Run7341は再循環ポンプ吸込側配管の両端破断実験で、全ECCSを作動させた場合のものである。主な初期条件は、蒸気ドーム圧力7.28MPa、下部プレナム末飽和度11.0K、炉心入口流量15.3kg/s、炉心発熱量3.55MWである。実験は予定通り行なわれた。ECCS作動後、炉心はクエンチし、最高被覆管表面温度は810Kであった。ECCS不作動の実験結果との比較から、ECCS注入効果が明らかとなった。
山崎 弥三郎; 岡崎 元昭; 新妻 泰
JAERI-M 82-014, 62 Pages, 1982/03
ATR及びJPDR-IIの模擬燃料体についてFAT-1ループを用いてボイド率及び圧力損失を空気-水系について測定した。実験範囲は水流量60t/hまで、系圧力3.5kg/cm
ボイド率10~50%である。ボイド率は燃料体全体の平均値を、圧力損失は直管部・スペーサー部・ベース部・タイプレート部にわけて測定した。ボイド率(
)と気体体積流量率(
)との比はATR(二次設計)で0.95、JPDR-IIでは0.7となった。直管部の摩擦圧力損失はの函数として示した。円管に関する二相流の知見から原子炉運転圧力における全圧力損失の推算方法を示した。全圧力損失の約1/2は直管部以外の損失が占める。流動状態観察の結果、両燃料体とも流路全体として全範囲に亘り気泡流が卓越している。
安達 公道; 岡崎 元昭; 傍島 真*; 鈴木 光弘; 田坂 完二; 早田 邦久; 斯波 正誼
JAERI 1277, 150 Pages, 1982/03
本報告書は、1974年から1977年にかけて日本原子力研究所において実施された、加圧水型原子炉の冷却材裏失事故および非常用炉心冷却材装置の効果に関する総合的試験ROSAーII計画の、主要な試験結果をまとめた最終報告書である。ROSA-II試験装置は、体積縮小比が約1/400、炉心発熱容量が約2.4MWで、容量比3:1の健全および破断ループをそなえ、ブローダウン開始から非常用炉心冷却装置作動後までの一連の熱水力過程を実験的に解明することができる。本試験装置を用いて、いろいろの一次系條件、破断條件および非常用炉心冷却装置作動條件に冷却材裏失事故模擬試験を行ない、一次系各部に時系列的に生ずる熱水力学的事象を追跡し、その物理的因果関係を明らかにした。また、得らた結果を総合して、より有効な非常用炉心冷却装置を提案し、その有効性を実験的に確認した。さらに一部のデータを用いてRELAP-3,4Jコードの予測性能の評価を行なった。
小泉 安郎; 田坂 完二; 安達 公道; 安濃田 良成; 早田 邦久; 鈴木 光弘; 岡崎 元昭; 傍島 真; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 9249, 122 Pages, 1981/01
本報は、ROSA-III実験装置における実験RUN 710の実験データレポートである。RUN 710はBWRの再循環ポンプ吸込側配管の200%両端破断を模擬した実験である。実験はすべてのECCSを作動させ、炉心4チャンネルのうち、1チャンネルを発熱させないで行なわれた。主な実験初期条件は系圧力7.35MPa、炉心入口サブクーリング10.8K、炉心入口流量31.3kg/s、炉心発熱量2.42MWである。最高被覆管温度は609K、Position3で得られた。全ての模擬燃料棒はECCS作動後クエンチし、ECCSの有効性が確かめられた。
岡崎 元昭
Bull.JSME, 26(191), p.823 - 833, 1981/00
前報で、小笠原の実験データとの比較によって求められた、相変化のある加速二相流の壁摩擦ならびに相間摩擦の係数を、さらに高圧あるいは高クオリティ領域の二相流の解析にも応用し、実験値との比較によってその適用性が良いことを示す。また、縮小拡大流路における解析も行ない、そこから一般的な二相臨界流発生条件を追求し、|dp/dz|
であるべきことを導いた。そして、その妥当性を基礎式を連立して得られる解について確認すると共に、臨界流発生条件における二相流れの変数間の関係を導いた。その結果から、臨界流発生点における圧力、クオリティが与えられると二相臨界流量が定まるというこれまでの説は誤りであり、臨界流に至る流れの履歴が関係することを明らかにした。さらに、これまでの理論の誤りの原因となっている点を明らかにした。
安濃田 良成; 傍島 真; 田坂 完二; 安達 公道; 村田 秀男; 早田 邦久; 岡崎 元昭; 鈴木 光弘; 小泉 安郎; 斯波 正誼
JAERI-M 8968, 95 Pages, 1980/07
ROSA-III実験RUN704は、標準BWR LOCA実験シリーズの4回目の実験であり、再循環ポンプ吸込側配管の両端破断を模擬し、緊急炉心冷却系をすべて作動させた標準ケースである。RUN704の目的は、LOCA時のECCS作動特性、及び冷却材挙動を評価することと、解析コード評価のための総合実験テータを提供することにある。主要な初期条件は、蒸気ドーム左圧力、7.04MPa、同温度、560K、下部プレナム未飽和度14K、炉心入口流量35.7kg/s等である。実験目的はすべて達成され実験は成功であった。本稿にはその実験データが示されている.
安濃田 良成; 田坂 完二; 安達 公道; 村田 秀男; 早田 邦久; 岡崎 元昭; 鈴木 光弘; 傍島 真; 小泉 安郎; 斯波 正誼
JAERI-M 8967, 77 Pages, 1980/07
ROSA-III実験RUN703は、標準BWRLOCA実験シリーズの3回目の実験である。この実験は、再循環ポンプ入口配管における100%スプリット破断を模擬した実験である。RUN703の目的は、LOCA時のECCS作動特性、及び冷却材挙動を評価することと、解析コード評価のための総合実験データを提供することにある。そのため、ROSA-III装置は1000MWe規模の大型BWRの再循環ポンプ入口配管の破断にともなうLOCAを模擬する構成となっている。主要な初期条件は蒸気ドーム圧力7.04MPa、同温度560K、下部プレナム未飽和度10K、炉心入口流量35.5kg/s等である。破断後、減圧過程において非常炉心冷却水が上部プレナム、炉心バイパスに注入された。実験は成功し、本稿には、その実験データが示されている。
岡崎 元昭; 田坂 完二; 安達 公道; 安濃田 良成; 早田 邦久; 鈴木 光弘; 小泉 安郎; 傍島 真; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 8738, 108 Pages, 1980/03
ROSA-III実験Rum708はLOCA実験シリーズ中のECCSなしのブローダウン実験であり、再循環ポンプ入口における200%両端破断を模擬している。破断後の炉心発熱量としては崩壊熱、遅発中性子核分裂による発熱ならびに燃料ピンの蓄積熱を模擬している。ROSA-III実験の目的はLOCA時に一次系内に起る熱・水力挙動を理解するための総合実験データを提供し、解析コードの評価に役立てることである。そのためROSA-III装置は1000MWe規模の大型BWRを体積比1/424で模擬しており、再循環ポンプ入口配管における200%両端破断を始めとするBWRのLOCA総合実験を行なえるようになっている。主要な初期条件は蒸気ドーム圧力7.12MPa、同温度548.7K、下部プレナム未飽和度11K、炉心入口流量38.8kg/sである。ECCSは全く作動されなかったので、燃料ピン温度は上昇しつづけられた。Rum708の実験は所期の目的を達成した。本レポートはその実験データをグラフで示したものである。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 安達 公道; 岡崎 元昭; 早田 邦久; 傍島 真; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 8737, 78 Pages, 1980/03
本報は、BWRの設計基準事故、冷却材喪失事故を模擬したROSA-III計画の1つとして、ECSSを作動させない場合の再循環ポンプ吸込側200%ギロチン破断の実験結果を示したものである。本報で示す実験RUN706は初期条件(蒸気ドーム圧力7.17MPa(飽和)、圧力容器内水位4.61m、炉心出力3.405MW、炉心入口流量36.2kg/s、炉心出口クオリティ2.5%)から放出開始し、破断後約520秒間の実験データを得た。実験はほぼ予想通りに進行し、有用なデータが得られた。主な実験上の現象を列挙すると以下のようになる。(1)時刻Osに破断開始、(2)8.5sにジェットポンプ・吸込側露出、(3)17sに下部プレナムフラッシング開始。これは既に蒸気ふんいき中に露出して温度上昇開始していた燃料棒の中下部を冷却するのに役立ったが、上部を冷却しなかった。(4)ECCSが注入されないため、残存水が減少し、最終的に全燃料棒で温度上昇し、156秒で炉心への電力供給を停止した。
岡崎 元昭; 田坂 完二; 安達 公道; 安濃田 良成; 早田 邦久; 鈴木 光弘; 小泉 安郎; 傍島 真; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 8723, 97 Pages, 1980/03
ROSA-III実験RUN705はBWR LOCA実験シリーズの中の等温プログラム実験であり、再循環ポンプ入口における200%両端破断を模擬している。ROSA-III実験の目的はLOCA時に一次系内に起る熱・水力挙動を理解するための総合データを提供し、解析コードの評価に役立てることである。そのため、ROSA-III装置は1000MWe規模の大型BWRを体積比1/424で模擬しており、再循環ポンプ入口配管における200%両端破断をはじめとするBWRのLOCAの総合実験を行なえるようになっている。ブローダウン開始の7秒前に再循環ポンプへの電力供給は停止され、同じく4秒前に炉心への電力供給が停止された。主要な初期条件は、蒸気ドーム圧力7.11MPa、同温度559K、下部プレナム未飽和度9K、炉心への流量は零である。RUN705の実験は所期の目的を達成した。本レポートはその実験データをグラフで示してある。
岡崎 元昭
Bull.JSME, 23(178), p.536 - 544, 1980/00
高圧貯槽から等断面流路を通って減圧加速しながら流れる気液二相流が管路出口で臨界流となって低圧空間へ放出されるまでの二相流の解析を、熱力学的相平衡を伴なう相変化,管壁摩擦ならびに気液の相度差による相間摩擦とエントロピ増大を考慮に入れて求める方法を示す。解析例としては、蒸気-水による小笠原の実験条件で行ない実験値と比較した。その結果、実験で測定された管路に沿う圧力変化ならびに臨界流量について良い一致を見た。圧力変化については、特に管路出口近傍での圧力急変化部分について良い一致を見た。また、本報による解析から、二相臨界流発生点における流れの変数は、その点における圧力,クオリティのみによっては定まらず、そこにいたる流れの履歴が影響することが示唆された。
岡崎 元昭
日本機械学会論文集,B, 46(409), p.1797 - 1814, 1980/00
前報で、小笠原の実験データとの比較によって求められた、相変化のある加速二相流の壁摩擦ならびに相間摩擦の係数を、さらに高圧あるいは高クオリティ領域の二相流の解析にも応用し、実験値と比較してその適用性が良いことを示す。また、縮小拡大流路における解析も行い、そこから一般的な二相臨界流発生条件を追求し、|dp/dz|であるべきことを導いた。そして、その妥当性を基礎式を連立させて得られる解について確認すると共に、臨界流発生条件における流れの変数間の関係を導いた。その結果から、臨界流発生点における圧力、クオリティが与えられていると二相臨界流量が定まる、というこれまでの説は誤りであり、臨界流に至る流れの履歴が関係することを明らかにした。さらに、これまでの理論の誤りの原因となっている点を明らかにし、相変化する飽和二相流の気液各相について平衡式を立てる時に注意すべき現象を指摘した。
傍島 真; 安濃田 良成; 田坂 完二; 安達 公道; 村田 秀男; 早田 邦久; 岡崎 元昭; 鈴木 光弘; 小泉 安郎; 斯波 正誼
JAERI-M 8604, 83 Pages, 1979/12
BWRのLOCA総合実験装置であるROSA-IIIにおける最初の実験RUN701の結果が報告されている。破断は再循環系のポンプ入口における200%両端破断であり、過渡出力は崩壊熱のみを模擬した低出力実験である。ECCSは3系統ともに作動された。初期蒸気ドームの圧力は7.16MPa、温度は561Kであり、下部プレナムは11Kの未飽和度であり、炉心入口流量は37kg/sである。RUN701の主目的はROSA-III装置およびその計測系がBWR-LOCAの総合実験のため充分なものであるかどうかを確かめることであり、ECCSの評価データを得ることを第2の目的とする。
久木田 豊; 岡崎 元昭; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 8355, 132 Pages, 1979/08
昭和51年12月から52年6月にかけて、わが国のBWR所有者グループの出費のもとに、受託試験研究「BWR格納容器1/6スケールの健全性に関する試験研究」を実施した。本試験研究は、BWR用MarkII格納容器を1/6に縮尺した試験部を使用し、LOCA時の格納容器動荷重の原因となるプールスウェルおよび蒸気凝縮現象に関するデータを得ることを目的とするものである。本報では、試験装置の概要および実施された計23ランの試験条件および試験結果を報告する。
