Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
阿部 豊*; 川路 正裕*; 渡辺 正
Proceedings of 2nd Japanese-European Two-Phase Flow Group Meeting (CD-ROM), 6 Pages, 2000/00
微小重力環境における混相流制御方法のひとつとして超音波の利用について検討した。まず、超音波振動子を用いて液体中に音響定在波を形成し、圧力波の節と腹の間に気泡が保持されることを実験的に示した。また、気泡の半径及び並進方向の運動方程式を連立して数値計算することにより、実験結果を説明した。次に二つの振動子を用いて定在波の位相を変化させ、気泡の位置を制御できることを実験及び数値計算により確認した。さらに、NASAの航空機を用いて同様の実験を行い、微少重力環境において超音波による気泡制御が有効であり、通常重力における場合よりも大型の気泡の制御が可能であることを示した。
G.R.Noghrehkar*; 川路 正裕*; A.M.C.Chan*; 中村 秀夫; 久木田 豊
J. Fluids Eng., 117, p.1 - 9, 1995/03
Furuya&Maekawaらの1次元2相流ポンプモデルを改良し、カナダのオンタリオハイドロ社で実施した実機ポンプ及び小型ポンプを用いた高温高圧の水/蒸気二相流試験結果につき、解析を行った。モデルの改良は、二相流時の解析安定性を向上する為、インペラ内での蒸発/凝縮率の予測項に含まれる仮想質量の気相密度を液相密度に換えることにより行った。LOCA時等に生じる二相流中でのポンプ水頭は、サクションボイド率がある値を越えると急速に劣化するが、実験では、実機ポンプは小型ポンプに比べ、高ボイド率で劣化が生じることが観察された。この、水頭劣化に対するポンプサイズの影響を、改良ポンプモデルを用いたパラメータ計算により調べ、大型のインペラ内では、気泡流からチャーン流への流動様式遷移がより大きなボイド率で生じると仮定することにより、劣化を生じるボイド率変化をよく予測できることがわかった。
C.Chauliac*; 久木田 豊; 川路 正裕; 中村 秀夫; 田坂 完二
JAERI-M 88-215, 53 Pages, 1988/10
ROSA-IV計画の大型非定常実験装置(LSTF)による自然循環ST-NC-02を計算コードRELAP5-MOD2(Cycle36,000)により解析した結果を報告する。実験は1次系質量インベントリを100%から23%まで段階的に減らし、それぞれの段階においても定常状態を達成することにより行った。計算結果は、質量インベントリ80~95%において循環流量を過大評価し、また炉心ドライアウトが開始する質量インベントリの値を過大評価した。これらの相違の原因を感度解析によって調べた結果、以下の3点に関して問題があることが明らかとなった。(1)圧力容器炉心部の相間摩擦及び圧力損失の予測、(2)SG細管の並列チャンネル挙動のモデル化、(3)SG入口プレナム及びホットレグとの接続部における相間摩擦の予測。
田坂 完二; 小泉 安郎; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 久木田 豊; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 川路 正裕; 村田 秀男
JAERI 1307, 379 Pages, 1987/11
ROSA-III計画におけるBWR/LOCAの総合実験の成果をとりまとめた。1978年4月から1983年3月にかけて実験を行った。実験結果と解析コードによる計算の結果から、ROSA-III実験とBWR/LOCAとの基本的熱水力挙動の相似性が主要なROSA-III実験に対して確認された。また、破断位置と破断面積を種々に変えた場合の事故のシナリオが充分理解でき、現行のBWRのECCSの有効性を実証した。ROSA-III実験の結果はBWR/LOCA解析コードの開発、改良そして評価のため、貴重なデータである。
刑部 真弘; Christian Chauliac*; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 川路 正裕; 田坂 完二
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(2), p.103 - 110, 1987/02
被引用回数:9 パーセンタイル:66.68(Nuclear Science & Technology)ROSA-IV計画の大型非定常装置を使って、10,5および2.5%コールドレグ破断冷却材喪失事故実験を行った。5%破断実験の初期において、炉心水位は炉心下端近くまで押し下げられ、炉心ドライアウトが生じた。10および2.5%破断実験においては、炉心ドライアウトは生じなかったが、やはり炉心水位の押し下げは起った。また、炉心水位は、ループシールクリアリングの直後回復した。これらの炉心水位の押し下げは、ループシール部の液形成と蒸気発生器Uチューブ上昇側の液ホールドアップとによるマノメータ効果による。Uチューブ上昇側の液ホールドアップは、Uチューブ頂部の相分離により示される二相循環停止後に観測され、対向流制限機構(CCFL)と蒸気の凝縮が主な原因であると考えられる。また、10,5および2.5%破断実験では、二相流循環の停止は一次系残存水量が約40~60%で起こり、ループシールクリアリングは約30%で起こることがわかった。
田中 貢; 久木田 豊; R.R.Schultz*; 小泉 安郎; 川路 正裕; 刑部 真弘; 与能本 泰介; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 102, p.165 - 170, 1987/00
被引用回数:6 パーセンタイル:55.67(Nuclear Science & Technology)大型非定常試験装置(LSTF)の10%コールドレグ破断実験の実験結果をRELAP5/MOD1コードによる予測計算と比較検討し、LSTFがPWRの小破断冷却材喪失事故の主たる現象を再現できることを示した。
熊丸 博滋; 小泉 安郎; 刑部 真弘; 川路 正裕; 田坂 完二
86-WA/NE-8, p.1 - 6, 1986/00
大型非定常試験装置(LSTF)はPWRを、高さを同一にし、体積を1/48に縮尺した、小破断LOCA及び異常過渡事象実験用の総合実験装置である。このLSTF装置において、炉心出力が5% および、2% の状態で、1次系内冷却材が減少し、蒸気発生器ではリフラックス凝縮熱伝達となっている状況下で、蒸気発生器2次側水位を低下させ、その炉心冷却へ与える影響を調べた。その結果、炉心出力が5%及び2%の場合、2次側水位がそれぞれ10%、及び6%に低下するまで蒸気発生器は1次系冷却に有効に働いた。また、2次側水位下の1次系から2次系への熱通過率は2.51.0kw/mKであった。この結果は、PWRの蒸気発生器による冷却限界を検討する際に、有用な手掛りとなるものと考えられる。
小泉 安郎; 熊丸 博滋; 久木田 豊; 川路 正裕; 刑部 真弘; R.R.Schutz*; 田中 貢; 田坂 完二
Nuclear Technology, 173, p.306 - 319, 1986/00
大型非定常試験装置(LSTF)は加圧水型原子炉(PWR)の小破断LOCAのための研究計画(ROSA-IV計画)の主柱をなす総合実験装置である。LSTFで行われた最初の総合実験、0.1%コールドレグ極小破断実験は、これまでに計算コードによる解析経験の無いことを考慮に入れると、計算コードの予測性能を評価する点において意義深い。本報では、上記実験に対するRELAP5/MOD1CY18コードによる予測解析結果が報告されている。RELAP5コードは、かなりの予測能力を有していることが明らかとなったが、極小破断時には、初期条件や境界条件の小さな違いが現象の推移に大きな差となって現れるため、RELAP5コードの予測能力もこれら条件の与え方に依存することが明らかになった。
中村 秀夫; 川路 正裕; 安濃田 良成; 小泉 安郎; 田坂 完二
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.1 - 102, 1986/00
ROSA-IV計画では、二流体二相応モデル開発の一環として、小型定常二相流実験装置(TPTF)を用いた大口径水平配管内での高温高圧-水蒸気二相流実験を実施している。今回は、スラグ流発生に対する、圧力および配管口径の影響について、層状流-スラグ流遷移境界を中心にして報告する。内径180mm、10m長配管と、分離型入口ミキサーを用いて行なった実験結果と、既存の水-空気大口径配管実験結果との比較より、次のことが明らかとなった。 (1)大口径水平配管において、層状流-スラグ流の遷移境界条件は、約90気圧以下の水-蒸気系と、大気圧下の水-空気系でほぼ同一の結果が得られた。 (2)TPTFの実験条件下では約90気圧以上ではスラグ流は観測されなかった。 (3)層状流-スラグ流遷移はKelvin-Helmholtzの不安定性理論に基く波の増幅過程が主要因とされているが、TPTFの30気圧での実験結果は、Walltsらの実験式、三島らの理論式とよく合うことが明らかとなった。 内径87mm、6.4m長配管を、レデューサを介して設置して行った実験では、層状流-スラグ流遷移が、内径180mmと50mm以下の配管で得られた境界の中間の領域で生じることが明らかとなった。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 川路 正裕; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 小泉 安郎
JAERI-M 85-202, 295 Pages, 1985/12
本報告は、ROSA-III計画において実施された中小口径の主蒸気配管破断LOCA実験であるRUN951,954,956の実験結果をまとめ、既報告の大口径主蒸気配管破断実験RUN953の結果と比較することにより、主蒸気配管破断が生じた場合のBWR/LOCA現象に及ぼす破断面積の影響を調べたものである。いずれの実験も高圧炉心スプレイ系(HPCS)故障を仮定した。破断面積は10%、34%、及び既報の100%(RUN953)である。この結果、次のことを明らかにした。(1)ダウンカマー水位信号はBWR体系では重要な安全・制御上の信号であるが、主蒸気配管破断LOCA時には、破断面積の変化に比してこの水位は似かよった挙動を示し、いずれの場合も炉心側の水位より高く保持される。(2)ダウンカマー上部の水位は、ダウンカマーのボイド率に影響され、この最高ボイド率は、全蒸気流出面積により表わされた。(3)PCT(最高被ふく管温度)は破断面積が大きいはど高い。
藤井 実; 横川 三津夫; 川路 正裕; 桧山 一夫*; R.R.Rohrdanz*
JAERI-M 85-121, 101 Pages, 1985/09
ROSA-IV計画におけるLSTF(Large Scale Test Facility)実験は、昭和59年12月から定常特性試験が開始された。昭和60年度から本格的な小口径破断事故模擬実験が開始され、昭和66年度までに計約100回の実験が予定されている。本報告は、この実験データ処理システム(第1次)について記述したものである。第1次システムには、LSTF実験棟のデータ集録・処理装置と原研計算センターの大型計算機での処理が含まれている。昭和61年1月以降は、LSTF実験棟と計算センター間が光通信回線で結ばれ、1実験当り約400MB(メガバイト)の実験データがこの回線を通して計算センターの大型計算機に送られ、処理される。これに合わせて実験データ処理システム(第2次)が作成される予定である。
川路 正裕; 鈴木 光弘; 中村 秀夫; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 85-029, 188 Pages, 1985/03
本報はROSA-III実験装置を用いて行った主蒸気ライン100%破断実験、RUN953の実験結果について述べたものである。この実験は主蒸気ライン破断実験シリーズの中で、ECCSの単一故障の影響を調べるためHPCSの故障を仮定して行ったものである。RUN953では高クオリティーの破断流が生じるため圧力効果は緩かであり、減圧沸騰が長く続いた。そしてHPCS故障のため炉心水位の低下が続き、破断後約200秒で炉心全体が露出した。その後ダウンカマー水位低下によりLPCSとLPCIが起動したため炉心は水位が回復しクエンチされた。しかしRUN953で得られたPCTは1003.9Kであり、主蒸気ライン破断の標準ケース、RUN952のPCTと比べて252K高く、主蒸気ライン破断LOCA時の炉心冷却におけるHPCSの重要性が明らかとなった。
久木田 豊; 刑部 真弘; 田中 貢; 大槻 真人*; 川路 正裕; 小泉 安郎; 田坂 完二
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(8), p.678 - 680, 1985/00
被引用回数:1 パーセンタイル:24.58(Nuclear Science & Technology)ROSA-IV・LSTFを使った最初の Operational Transient 試験として、実炉(PWR)のタービントリップを模擬した試験を行なった。タービントリップ後、LSTFの一次系平均温度は約565Kの温態停止状態へすみやかに移行し、PWRのタービントリップをLSTFを使って、実験的に良く模擬できることがわかった。また、RELAP5/Modlコードは、LSTF試験の挙動をよく予測でることもわかった。さらに、LSTF試験結果は、コードにより予測されるPWRのタービントリップ挙動と定性的に一致した。
川路 正裕; 中村 秀夫; 鈴木 光弘; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 84-229, 153 Pages, 1984/12
本報はROSA-III実験装置を用いて行った主蒸気管ライン100%破断実験、RUN952の実験結果について述べたものである。この実験は主蒸気管ライン破断実験シリーズ(RUN951~954)の標準ケースとして全ECCS作動の条件で行ったものである。主蒸気管ライン破断では高クオリティの破断流が生じるため、圧力降下が再循環ライン破断(RUN901)に比べて緩かである。また減圧沸騰が長く続くため上部ダウンカマーでの水位が余り低下せずLPCSとLPCIは作動しなかった。炉心は約2/3が露出した後、HPCS作動により水位が急速に回復したためPCTは752Kであった。これは再循環ライン破断実験、RUN901より28K低いものである。