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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。

論文

ROSA/AP600 testing; Facility modifications and initial test results

久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.259 - 265, 1996/03

 被引用回数:29 パーセンタイル:89.8(Nuclear Science & Technology)

原研と米国原子力規制委員会は、ROSA-V計画大型非定常装置(LSTF)を用いてウエスチング社が開発したAP600型炉の過渡現象に関する確証総合実験を共同で行っている。本装置はもともと在来型の4ループ加圧水型原子炉を模擬しているが、AP600特有の機器を付加する改造を行った。改造後のLSTFはAP600を圧力、高さについては1/1で、体積については1/30.5で模擬している。94年8月までに、本装置を用いて、コールドレグ破断、均厚配管破断、自動減圧系誤差開放を起因事象とする冷却材喪失事故に関する5回の実験を行った。実験結果は、炉心冷却と崩壊熱除去に関するAP600受動安全系の良好な性能を示している。

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

Analysis of ROSA-IV/LSTF 10% main steam line break test RUN SB-SL-01 using RELAP5/MOD3

H.Lee*; H.Seong*; G.Park*; 熊丸 博滋; 久木田 豊

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 3, p.41 - 50, 1996/00

本論文は、ROSA-IV/LSTFで実施された10%主蒸気管破断実験のRELAP5/MOD3コードによる解析の結果を示す。解析の結果、RELAP5/MOD3コードは、実験結果、特に重要なパラメータの傾向を妥当に計算できることが明らかになった。ただし、詳細な点では上部ヘッドで発泡が生じた期間には1次系圧力に若干の不一致が見られることが明らかになった。また、破断口の放出係数及ぶ気水分離器ドレンラインの損失係数に関する感度解析を実施した。これらのパラメータは、2次系の蒸気クオリティ及び破断流、従って2次系の水インベントリの変化に大きな影響を及ぼす。感度解析の結果、破断口の放出係数=0.85及び気水分離器ドレンラインの損失係数=10の場合に、解析は実験結果を良く予測することが明らかになった。

論文

ROSA/AP600 testing: Facility modifications and initial test results

久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

NUREG/CP-0140 (Vol. 2), 0, p.203 - 216, 1995/00

原研と米国原子力規制委員会は、ROSA-V計画大型非定常装置LSTFを用いてウエスチング社のAP600炉の過渡現象に関する高圧での確証総合実験を共同で行っている。もともと従来型の加圧水型原子炉を模擬する本装置にAP600特有の機器を付加する改造を行った。改造されたLSTFはAP600炉を圧力、高さについては1/1で、体積については1/30.5で模擬している。これまで、本装置を用いて、コールドレグ、圧力均圧配管、圧力容器直接注入配管の破断に関する7回の冷却材喪失事故実験を行った。実験結果は、概ね、炉心冷却と崩壊熱除去に関するAP600の良好な性能を示している。

論文

受動安全PWR(AP600)の事故時熱水力挙動に関する総合実験

安濃田 良成; 久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

日本機械学会第72期通常総会講演会講演論文集,III, 0, p.413 - 414, 1995/00

原研は、米国NRCとの協定に基づき、受動安全機能を高めた次世代のPWRであるウェステングハウス社のAP600炉の工学的安全性に関する総合実験を、ROSA-V計画LSTF装置にAP600炉特有の機器を付加して実施している。これまでに、コールドレグ、均圧ライン、DVIラインの小破断LOCA及び全交流電源喪失や蒸気発生器伝熱管破断を原因とする異常な過渡変化に関する実験を合計10回実施した。これら全ての実験において、AP600炉の受動安全機器がほぼ想定どおり作動し、十分な炉心冷却が維持された。また、1次系圧力は大気圧付近まで自動的に減圧され、最終的にIRWSTから重力のみによる連続的な注水が行われた。その他、蓄圧注水系から1次系内に流入した窒素の影響や、直接接触凝縮による圧力変動が観察されたが、これらは系全体の挙動に大きな影響を与えるものではなかった。

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

Analytical study on effect of reactor depressurization measures during LOCA sequences followed by loss of HPI in PWRs

渡邉 憲夫; 玉越 武*; 高橋 秀雄*; 熊丸 博滋; 平野 雅司

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1303 - 1310, 1995/00

本研究では、PWRでLOCA時のアクシデントマネージメント方策の一つとして挙げられている1次系の減圧操作の有効性を解析により評価した。1次系の減圧操作としては、加圧器逃し弁を開く操作と2次系蒸気発生器でのいわゆるフィード&ブリード運転の2つを考えた。解析コードとしてTRAC-PF1コードを用い、最初に原研ROSA-IV実験装置で行われた一次系減圧操作を模擬した小破断LOCA実験の模擬計算を行い、同コードの適用性を確認した。その上で、実プラントを対象として破断口径を変化させた解析を行った。この解析の結果、1次系の減圧操作のうち、2次系のフィード&ブリード運転はどのような破断口径であっても有効で、炉心損傷を回避できることが示された。一方、加圧器逃し弁の開操作の有効性は破断口径により変化することが明らかとなった。破断口径が3インチ以下の場合、炉心損傷時期を遅らすことができるが、破断口径が3~4インチの場合、加圧器逃し弁を開くとかえって炉心損傷時期が早まることが示された。

論文

RELAP5/MOD3 code analyses of LSTF tests on intentional primary system depressurization following PWR small-break LOCA

熊丸 博滋; 浅香 英明; M.Wang*; 久木田 豊

Validation of Systems Transients Analysis Codes (FED-Vol. 223), 0, p.129 - 136, 1995/00

PWRの1/48モデルであるROSA-V/LSTFを用いて、全HPI故障の小破断LOCA及び意図的1次系減圧に関する総合実験を行っている。コールドレグ流路面積の0.5~10%を破断面積とした全HPI故障のコールドレグ小破断実験5つ及び意図的減圧シーケンス2つを、著者らの改良を含むRELAP5/MOD3コードで解析した。実験データ及び解析結果より以下のことが明らかになった。(1)2.5%以下の破断では、1次系減圧が遅く継続した炉心温度上昇が発生し、ACCの作動が遅れる。(2)加圧器のPORV(1%破断面積に相当)による1次系の減圧は、2.5%以下の破断面積では有効であるが、2.5%以上の破断では不要である。しかし、2.5%以下の破断では、意図的減圧を行っても、ACC作動開始後しかしLPIの連続注入開始前に過渡の炉心温度上昇が発生する可能性がある。

論文

Terminating core boiling by hot-leg injection in cold-leg small-break LOCA

熊丸 博滋; 久木田 豊

Int. Conf. on New Trends in Nuclear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.119 - 126, 1994/00

コールドレグの小破断冷却材喪失事故(LOCA)後の長期炉心冷却過程における炉心沸騰停止にホットレグ注入が有効であるかを調べるため、PWRの1/48体積模擬装置において実験を実施した。実験は、コールドレグ流路断面積の10%及び2.5%の破断面積、定格炉心出力の1%及び0.5%の場合について実施した。炉心沸騰を停止するのに必要な最小のECC流量は、1次元エネルギバランス計算により予測される値よりかなり(70%以上)大きい値であった。また、健全側ホットレグへの注入の方が、破断側への注入より沸騰停止にはより効果的であ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:34 パーセンタイル:92.15(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。

報告書

Critical heat flux for rod bundle under high-pressure boil-off conditions

Guo, Z.*; 熊丸 博滋; 久木田 豊

JAERI-M 93-238, 20 Pages, 1993/12

JAERI-M-93-238.pdf:0.67MB

小型定常二相流実験装置(TPTF)の5$$times$$5ロッドバンドル試験部を用いて、限界熱流束(CHF)実験を実施した。実験は、軽水炉の小破断冷却材喪失事故(LOCA)あるいはスクラム失敗事故(ATWS)時に発生する高圧下の炉心インベントリボイルオフ及び燃料棒ドライアウト状況を模擬して実施した。実験は、圧力:3~12MPa,質量流束:17~94kg/m$$^{2}$$s及び熱流束:3.3~18W/cm$$^{2}$$の範囲をカバーしている。実験データを低流量流動沸騰CHF相関式と比較し、それらの相関式の高圧ボイルオフ条件への適用性を検討した。実験では、ドライアウトは平衡クオリティがほぼ1になった位置において発生した。

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。

報告書

フラッディング二相流の研究

小泉 安郎*; 八木 純二*; 熊丸 博滋

JAERI-M 93-199, 48 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-199.pdf:1.26MB

本報告書は、原研が1990~1992年度に工学院大学に委託し実施した「フラッディング二相流の研究」の結果をまとめたものである。流路内を液相が流下し気相が上方に流れる対向流状態においては、気相流量の増加に伴い液相が上昇流に遷移する現象が見られる。この現象はフラッディングと呼ばれ、PWRの小破断LOCA時にSGU-チューブ内等で発生するが、流路下部に気液の混合物が存在する場合についてはよく理解されていない。本研究では、流体としてフレオンR-113を用いて実験を実施した。実験結果より、流路下部に気液の混合物が存在する場合のフラッディングは、気液混合物の液面最高高さが管路上端に達することにより発生することが分かった。また、著者らが既に水-空気系の実験より導いたフラッディング速度相関式は、気液の物性値の影響を考慮すれば、フレオンR-113系へも適用できることが明らかになった。

論文

Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions in PWR type and tight-lattice type fuel bundles

熊丸 博滋; 久木田 豊

Nucl. Eng. Des., 144, p.257 - 268, 1993/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:18.79(Nuclear Science & Technology)

PWR(17$$times$$17)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧・ボイルオフ(極低流量、質量流束100kg/m$$^{2}$$s以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で、大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発の式」により良く予測できる。すなわち、ドライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、輻射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。

論文

PWR cold-leg small-break LOCA with total HPI failure; Effect of break area on core dryout and intentional depressurization for prevention of excess core dryout

熊丸 博滋; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1162 - 1172, 1992/12

ROSA-IV計算のLSTF装置はPWRの体積比1/48のモデルである。LSTFにおいて、高圧注入系(HPI)の全ての故障を仮定したコールドレグ小破断冷却材喪失事故(LOCA)実験を破断面積がコールドレグ流路面積の0.5~10%の範囲で実施するとともに、小破断LOCA実験に続く意図的な1次系減圧操作実験を実施した。また、主要事象の発生時刻を予測する簡単なモデルも本論文で提案している。実験結果及び計算結果より、加圧器逃し弁(PORV)を用いた意図的な1次系減圧操作は、約0.5%以下の破断面積に対しては有効であり、5%以上の破断面積に対しては不要であるが、それらの中間では、十分な炉心冷却を維持するためには不十分であることが分かった。また、約2.5%以下の破断の場合、蓄圧注入系(ACC)が作動しても、低圧注入系(LPI)作動以前に再び炉心が露出する可能性があることが分った。

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

OECD/NEA/CSNI international standard problem, No.26(ISP-26); ROSA-IV LSTF cold-leg small-break LOCA experiment comparison report

久木田 豊; 中村 秀夫; 渡辺 正; 浅香 英明; 与能本 泰介; 鈴木 光弘; 熊丸 博滋; 安濃田 良成

NEA/CSNI/R(91)13, 620 Pages, 1992/02

OECD/NEA原子力施設安全委員会(CSNI)による国際標準問題NO.26(ISP-26)は、ROSA-IV計画LSTF装置による小破断LOCA実験(コールドレグ破断)を対象として実施され、14か国17機関が参加して計算コードによる実験解析の結果を提出した。本報告は、これらの解析結果と実験結果を比較し、解析上の主要な問題点(破断口からの流出流量の評価、対向流制限の予測など)を論じたものである。これらの比較において、同一コードによる解析結果でも実施機関ごとにかなりの相違を示すことが注目された。これは、現在のLOCA解析コードでは入力データ作成の過程でコード・ユーザーが様々な判断を行なう必要があり、これらの判断が解析結果に影響を及ぼすためである。本報告では、このような影響の大きさとその原因を調べるために原研で行った多数の感度解析の結果も示す。

論文

Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions for PWR type and tight-lattice type fuel bundles

熊丸 博滋; 久木田 豊

ANP 92: Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.4-1 - 24.4-7, 1992/00

PWR(17$$times$$17)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧ボイルオフ(極低流量;質量流束100kg/m$$^{2}$$s以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発モデル」により良く予測できる、すなわち、トライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、軸射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。

論文

LSTF and BETHSY counterpart tests on PWR small break LOCA

熊丸 博滋; G.Briday*; 久木田 豊; D.Juhel*; R.Deruaz*

ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.285 - 292, 1992/00

PWRのコールドレグ小破断LOCAに関するカウンターパート実験を、2つの総合実験装置、すなわちWH型3420MWPWRの1/48モデルであるLSTF及びフラマトム2775MWPWRの1/100モデルであるBETHSYで実施した。カウンターパート実験の目的は、装置のスケーリング及び装置の相違が小破断LOCA時の熱水力挙動に及ぼす影響について調べることである。両実験の結果は、スケーリングの影響はなく、非常に良く一致した。すなわち、ループシールクリアリング期間中の炉心露出、その後の炉心ボイルオフによる長期炉心露出等の典型的な小破断LOCA時の熱水力挙動を示した。装置の相違による影響として、ループシールクリアリング期間中の炉心の最低水位、その後の炉心ボイルオフによる長期炉心露出の開始時刻等の差が観察された。これらの差は、2つの装置の参照PWRが異なることによる両装置間の形状の差により説明することができた。

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