Pool-boiling/bubbling void fraction in an annular flow channel

小泉 安郎*; 熊丸 博滋; 三村 裕一*; 村上 洋偉*; 田坂 完二

Nucl. Eng. Des., 132, p.381 - 391, 1992/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(92)90232-K

外管内径22mm、内側ロッド外径12mmの環状流路内のボイド率測定を大気圧下の水-空気系及び3MPaの水-蒸気系に対して行った。両実験の結果を既存のボイド率相関式と比較したところ、Griffithの相関式とはよい一致を得たが、他の相関式は矛盾なく両実験結果を表すことはできなかった。水-蒸気の実験結果をRELAP5/MOD2コードで解析したところ、同コードはボイド率を過大に予測した。同コードの界面摩擦計算モデルをGriffithの相関式で置き換えたところ、良好な一致を得ることができ、本実験のようなプール条件下で低蒸気流速の場合の流れの解析をRELAP5コードで行う場合には、ボイド率相関式(Griffithの相関式など)を同コードに取り入れることが有効な手段であることが示された。

Data report for ROSA-IV LSTF 5% cold leg break LOCA experiment Run SB-CL-08

久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-220.pdf:3.57MB

本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。