Behavior of entrainment droplet formed by high velocity air jet flow in stagnant water

赤羽 正彰*; 堀木 幸代*; 刑部 真弘*; 小泉 安郎; 内堀 昭寛; 大野 修司; 大島 宏之

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

http://ci.nii.ac.jp/naid/110010046297

高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時において、隣接伝熱管ウェステージの主な要因となる高速気体噴流中の液滴挙動を実験から調査した。実験では、水中に高圧空気を噴出させ、噴流中にエントレインされた液滴を高速度カメラにより可視化するとともに、撮影画像を処理することにより液滴速度の計測を行った。可視化画像より、噴流界面からフィラメント状に液体が巻き込まれて液滴が発生する様子を確認した。液滴速度の計測から、噴流軸方向成分の速度は空気噴出速度の上昇とともに増大する挙動や液滴が発生した後噴流により加速される挙動を示すデータを得ることができ、隣接伝熱管ウェステージに関する現象解明及び評価手法の検証に有用な知見を得た。

Two-phase flow pattern and heat transfer during core uncovery

刑部 真弘; 小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(8), p.621 - 631, 1987/08

https://doi.org/10.3327/jnst.24.621

高圧条件下における25本ロッドバンドルを用いた準定常炉心露出実験において、低出力及び高出力露出パターンがみられた。この2つのパターンの境界を実験的に求めた。2つのパターンの相違は、ドライアウト点の下でのスラグー環状流遷移が原因であると考えられる。刑部のスラグー環状流遷移モデルはそれをよく説明した。次に、1168本ロッド炉心をもつ総合実験装置を用いた小破断LOCA実験を行った。ここでの過渡的炉心露出パターンは、上述の25本ロッドバンドルを用いた準定常実験に基づけば、低出力パターンと考えられた。この過渡的炉心露出パターンは、ボイルオフ及び流力的炉心露出パターンに区別できた。ボイルオフ炉心露出では、ドライアウト点は準定常実験と同様に気液混合水位によって支配されたが、流力的炉心露出では、ドライアウト点は気液混合水位では支配されず炉心内の多次元的ドライアウト過程が見られた。

Core liquid level depression due to manometric effect during PWR small bleak LOCA; Effect of bleak area

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

https://doi.org/10.3327/jnst.24.103

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。

Effect of steam generator secondary inventory on reflux condensation

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。

Investigation of uncovered-bundle heat transfer under high-pressure boil-off conditions

熊丸 博滋; 小泉 安郎; 与能本 泰介; 刑部 真弘; 田坂 完二

Nucl.Eng.Des., 96, p.81 - 94, 1986/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(86)90163-9

高圧ボイルオフ条件下での露出したバンドル形状炉心の熱伝達実験が、圧力3~12MPa、熱流速3.3~18W/cm、蒸気レイノルズ数10000~62000の範囲内で行われた。バンドル出力に応じて、高出力ボイルオフ、低出力ボイルオフの2つのパターンが存在した。既存の蒸気冷却熱伝達相関式は低出力ボイルオフ実験データとほぼ一致したが、高出力ボイルオフ実験データをかなり過大評価した。高出力ボイルオフでは低出力ボイルオフに較べて、フロス領域における間けつ的液滴冷却効果を考慮した新しい実験相関式を、本実験データを用いて作成した。本相関式は、低出力ボイルオフ実験データのみでなく高出力ボイルオフ実験データともほぼ一致した。

Analysis of LSTF 10% cold leg break experiment by RELAP5/MOD1 and MOD2

浅香 英明; 刑部 真弘; 小泉 安郎; 田坂 完二

Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.2 - 210, 1986/00

大型非定常試験装置(LSTF)によるPWR小破断冷却材喪失事故に関する総合実験の一環として、10%コールドレグ破断実験が行なわれた。これに関連して、RELAP5/MOD1およびMOD2コードによる実験前解析を実施した。MOD1の改良版であるMOD2は、2つの独立なエネルギー式を有することが大きな特徴となっている。 解析の結果、1次系圧力は両コードともに実験値とよく一致した。2次圧力はMOD1よりMOD2の方が改善された結果となった。これは、実験で観測されたSG U-tube内の加熱蒸気雰囲気をMOD2で予測できたことによる。U-tube内保有水量は、両コードともに実験値より大きく計算された。その結果、炉心部は水位が押し下げられ、実験では観測されなかったドライアウトが計算された。炉心水位は、MOD2で改善が見られるものの十分な結果ではなかった。今後も計算モデルの改良の余地のあることが示された。

Characteristics of Lower Plenum Injection Reflood Tests in SCTF Core-1

傍島 真; 岩村 公道; 阿部 豊; 大貫 晃; 数土 幸夫; 刑部 真弘; 安達 公道

JAERI-M 84-223, 194 Pages, 1984/12

JAERI-M-84-223.pdf:3.74MB

加圧水型炉における冷却材喪失事故のブローダウン終期からリフィル、再冠水過程について調べる目的で大型再冠水試験計画が日・米・西独の協力のもとに実施されている。平板炉心試験は円筒炉心試験と共に大型再冠水試験計画の一翼をなし、炉心の2次元熱流体挙動と再冠水現象における炉心と上部プレナムとの流体の相互作用を研究の主目的としている。下部プレナム注入の重力冠水試験では、まず強制冠水試験には含まれていないダウンカマの影響を調べた。ダウンカマへの蓄水が炉心部の蓄水を上回るにつれ炉心入口流量が増え、強制冠水より炉心下部の冷却が多少よくなるというわずかな相異はあったが、全体的な冷却挙動は類似していた。次に蓄圧系注入なしの低速冠水の特性とブロッケージ部の冷却への影響を調べた試験では、全体的に冷却が悪く、ブロッケージ上部のクエンチ遅れが観測された。FLECHT-SEASET試験との特性比較の試験では、総観的に類似性が見られたものの、平板炉心の温度分布等には2次元性が存在し、また前面ブロッケージのクエンチ特性とは異る特性を示した。

Evaluation of Advanced Two-Phase Flow Instrumentation in SCTF Core-I

岩村 公道; 傍島 真; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊; 数土 幸夫; 安達 公道

JAERI-M 84-065, 146 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-065.pdf:3.51MB

平板炉心試験装置には、加圧水型原子炉で想定される冷却材喪失事故時のブローダウン終期、再浸水および再冠水期間中における原子炉圧力容器内の熱水力学的挙動を測定するため、米国原子力規制委員会より新型ニ相流計測器が提供されている。本報は、これら計測器から得られたデータの評価結果について報告する。主要な結論は以下の通りである。(1)スプールピース、ガンマ線密度計、ビデオオプティカルプローブは正常に作動し、解析に寄与した。(2)タービンメータ、インピーダンスプロープおよびフィルムプローブの一部からは、定性的に妥当とみなせる結果が得られた。(3)液位計(LLD)、液体分布グリッド(FDG)、インピーダンスプローブおよびフィルムプローブの大部分は、ハードケーブル故障のため正常に作動しなかった。

Analysis of saturated film boiling heat transfer in reflood phase of PWR-LOCA; Turbulent boundary layer model

刑部 真弘; 数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(2), p.115 - 125, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jnst.21.115

PWR-LOCA時再冠水過程において、クエンチフロントの直上に、膜沸騰熱伝達領域が存在すると考えられている。この領域の飽和膜沸騰モデルとして、two-region modelと呼ばれるモデルを開発し、試験データと比較した。再冠水時には、クエンチフロントの上に存在する激しい二相流が、蒸気膜内の乱流化を促進すると考えられる。このモデルでは、乱流境界層である蒸気膜が、二相流のmixture coreでかこまれているとした。このモデルを、平板炉心再冠水試験(SCTF)データと比較した結果、次のことが明らかになった。クエンチフロントからの距離が小さいとき、その場所の膜沸騰熱伝達は、蒸気膜とmixture coreの境界面で、剪断力Ti=Oとしたときのモデルとよく一致する。クエンチフロントからの距離が大きくなるに従い、データは境界面での速度Ui=Oとしたモデルに近づいてくる。一方、熱伝達はmixture coreのボイド率に強く依存し、低いボイド率では、高い熱伝達が得られた。

Effects of Core Inlet Water Subcooling on Reflooding Phenomena; SCTF Core-I Forced Feed Flooding Tests

岩村 公道; 数土 幸夫; 傍島 真; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道

JAERI-M 83-122, 85 Pages, 1983/07

JAERI-M-83-122.pdf:1.7MB

平板炉心試験装置(SCTF)計画は、PWR-LOCA時の再冠水過程における、炉心部の2次元的な熱水力挙動や、炉心と上部プレナム間の流体挙動の相互干渉を調べることを目的としている。本報告書では、強制注入試験シリーズのうち、試験S1-04(高サブクーリング試験)とS1-01(基準試験)において観察された、炉心入口サブクーリングの再冠水現象に及ぼす影響についての解析結果を報告する。実験結果より、炉心入口サブクーリングが大きくなると、クエンチ伝播が速くなり、クエンチフロント近くの熱伝達率は改善され、クエンチ発生時のボイド率は小さくなり、炉心および上部プレナム内蓄水量は多くなり、ホットレグキャリーオーバー量は少なくなり、炉心内の横流れの強さは大きくなることがわかった。