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論文

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

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。

論文

Improvement of TRAC-PFl interfacial drag model for analysis of high-pressure horizontally-stratified two-phase flow

浅香 英明; 久木田 豊; 安濃田 良成; 中村 秀夫; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(1), p.33 - 44, 1991/01

PWR小破断LOCA時において、水平配管内二相流の成層化現象は、一次系内の熱水力挙動に大きな影響を及ぼす。TRAC-PF1/DOD1コードは、この成層化現象を予測するための相関式が備わっている。しかし、そのモデルは、PWRの小破断LOCA条件と異なり、小口径・低圧条件下の実験に基づいている。ROSA-IV/TPTFにより大口径・高圧条件下の二相流動実験が実施された。本実験をTRACコードにより解析し、同コードの流動様式判定基準及び相間摩擦モデルの評価を行った。その結果、TRACコードに使用されているTaitel-Duklerモデルの蒸気流速項を相対速度項に置き換えることにより流動様式の予測性能は、著しく改善されることが示された。また、TRACコードの層状流相間摩擦係数は過大であり、これを現在使用されている値の1/2とすることにより妥当な計算結果が得られることが準定量的に示された。

報告書

JNDC nuclear data library of fission products; Second version

田坂 完二; 片倉 純一; 井原 均; 吉田 正*; 飯島 俊吾*; 中嶋 龍三*; 中川 庸雄; 高野 秀機

JAERI 1320, 253 Pages, 1990/09

JAERI-1320.pdf:10.61MB

JNDCのFP核データライブラリー第2版が整備された。崩壊熱の計算に大きな影響を及ぼす各核種の崩壊エネルギーを最新の測定データ及び理論計算値をもとに全面滴に見直し、改定をおこなった。その結果、崩壊熱の最新の測定結果との一致度が千秒以上の冷却時間範囲で顕著に向上した。核分裂収率も20種類の核分裂タイプに対して与えられており、第1版の10種類と比較して大幅に拡大している。第2版をもとに20の核分裂タイプの崩壊熱を計算し、その結果を33項の指数関数を使うことにより精度よくフィッティングを行った。フィッティング結果を使うことにより軽水炉のLOCAでの崩壊熱の計算その他に容易に適用することが可能である。

報告書

Developmental assessment of RELAP5/MOD3 code against ROSA-IV/TPTF horizontal two-phase flow experiments

久木田 豊; 浅香 英明; 三村 裕一*; 安濃田 良成; 石黒 美佐子; 根本 俊行; 田坂 完二

JAERI-M 90-053, 22 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-053.pdf:0.6MB

現在開発の途上にあるRELAP5/MOD3コードの性能評価のため、ROSA-IV/TPTF装置による高圧(7MPa)、大口径(0.18m)水-蒸気水平二相流実験を行った。試験部内のボイド率に関する解析結果と実験結果の一致は、既存のRELAP5コード(MOD2)にくらべ著しく改善された。これは、層状流の発生限界に関するモデルならびに相間摩擦の計算方法がMOD2にくらべ改良された結果である。

報告書

Effects of high temperature ECC injection on small and large break BWR LOCA simulation tests in ROSA-III program; RUNs 940 and 941

鈴木 光弘; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二

JAERI-M 90-051, 256 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-051.pdf:6.41MB

本報は、BWR/LOCAを模擬したROSA-III実験のデータレポートであり、併せて高温ECC水注入の影響を調べたものである。ROSA-III計画では、炉心冷却に及ぼすECCSの効果を調べるパラメータ実験の1種として、高温(120$$^{circ}$$C)のECC注入実験(RUN940,941)を実施した。RUN940は5%小破断LOCA実験、RUN941は200%破断LOCA実験である。これら2実験の結果と、標準的ECC注入実験(水温40$$^{circ}$$C)のRUN922、926の結果とを比較し、次の結論を得た。5%破断実験ではECC温度の違いによる炉心再冠水過程の燃料棒温度挙動に大きな差異は生じなかった。しかし200%破断実験では、PCT(最高被ふく管温度)に大きな差はないものの、4体の燃料集合体の冷却プロセスに違いが生じ、高温ECC注入により炉心冷却が促進される結果が得られた。これら4実験の分析により、ECC注入後の圧力容器内温度分布についてのデータが得られた。

論文

Critical heat flux for annulus under high-pressure, low-flow and mixed inlet conditions

熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(1), p.68 - 80, 1990/01

原子炉のLOCA時の炉心熱水力挙動において重要となるような高圧・低流量・混合入口条件下において、一様加熱二重管内でのドライアウト実験を行った。本実験のデータを幾つかの既存の限界熱流束(CHF)相関式及び1つの新しい相関式と、比較した。甲藤の相関式は、本研究で比較した既存の相関式の中では最もよくCHFを予測する。しかし、甲藤の相関式でも、本実験データ中の約1/6のデータ点において、最大ファクター2までCHFを過大評価する。ドライアウトは二重管内の液体の完全蒸発により生じるという仮定の下に導出された2つの無次元数を用い、本実験データを相関づけることにより新しい相関式を作成した。

論文

Results of 0.5% cold-leg small-break LOCA experiments at ROSA-IV/LSTF; Effect of break orientation

浅香 英明; 久木田 豊; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二

Experimental Thermal and Fluid Science, 3, p.588 - 596, 1990/00

 被引用回数:18 パーセンタイル:77.86(Thermodynamics)

LSTFによる0.5%コールドレグ破断向き効果実験(横向き、下向き及び上向き)の結果と本実験をRELAP5/MOD2コードを用いて解析した結果の報告である。実験から、破断向きの相違による一次系内熱水力挙動の相違は小さいことが判った。しかしながら、(二相)破断流量は、下向きの場合よりも横向きの方が大きくなるという興味深い結果が得られた。RELAP5原型版では破断流量の予測性能が不充分であったため、計算された一次系内の熱水力挙動は、実験結果と大きく異なった。同コードの臨界流モデル及び破断口における水/蒸気エントレインメントモデルを改良することにより、予測性能が著しく改善され、破断向きの相違による破断流の相違を定量的に予測することに成功した。本改良コードを用いた解析を通じて、横向きと下向きにおける破断流量の相違は、水位振動に伴う破断流量(クオリティ)の非線形振動に起因することを示した。

論文

High pressure reflooding experiments of multi-rod bundle at ROSA-IV TPTF

小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 田坂 完二

Nucl. Eng. Des., 120, p.301 - 310, 1990/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:47.93(Nuclear Science & Technology)

従来の再冠水の研究は、大破断LOCA時の後半の低圧時のECCSからの注水による再冠水現象と関連して、低圧時の現象に着目したものがほとんどであった。しかしながら、LOCA大破断LOCA実験やROSA-IV LSTFでの小破断LOCA実験から、高圧時の炉心再冠水が実際上重要であることが指摘されていた。そこで、ROSA-IV TPTFにおいて、圧力0.5~12MPa、炉心入口流速0.3m/sと1.3m/sの条件で、従来の実験データの少ない高圧及びロッドバンドルの再冠水実験を行い、最小膜沸騰温度を求めた。実験で得た最小膜沸騰温度は飽和温度及び水の限界過熱温度よりかなり高く、圧力の弱い関数であり、Groeneveld-Stewartの相関式によって比較的よく表わされた。

論文

Pressurized water reactor core instrument tube rupture; Experimental simulation at the ROSA-IV LSTF

久木田 豊; 浅香 英明; 中村 秀夫; 田坂 完二

Nucl. Eng. Des., 120, p.249 - 257, 1990/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:20.01(Nuclear Science & Technology)

本報は、PWR圧力容器底部の計装配管破断事故に関するROSA-IV LSTFによる模擬実験(SB-PV-07)の結果と、同実験の3つのコードによる実験後解析の結果について述べたものである。本実験の特徴は、1次系インベントリが著しく減少するまでの長時間にわたり、破断流が液単相流として持続するところにある。炉心露出後、手動による高圧注入系の作動により、圧力容器底部の残存水が減圧沸騰し、破断流は二相に転じた。2速度、温度非平衡モデルを有する計算コードRELAP5/MOD2、TRAC-PF1/MOD1およびCATHAREによる実験後解析を実施した。いずれのコードも実験結果を定性的に良く予測した。また、実験結果と計算結果の解析から、破断流計算モデルをはじめとして、小破断LOCA解析のために重要となるいくつかのコード改良点を明らかにした。

論文

The Effects of break location on PWR small-break LOCA; Experimental study at the ROSA-IV LSTF

久木田 豊; 田坂 完二; 浅香 英明; 与能本 泰介; 熊丸 博滋

Nucl. Eng. Des., 122, p.255 - 262, 1990/00

 被引用回数:20 パーセンタイル:85.95(Nuclear Science & Technology)

PWRの小破断LOCA時における破断流量ならびに破断流クオリティの時間的変化に対する破断口位置の影響をROSA-IV LSTF実験装置による実験結果に基づいて論ずる。対象とする実験はいずれも実炉における2インチ相当の破断口径を模擬したものであり、それぞれ下部プレナム、上部ヘッド、加圧器頂部、コールドレグ及びホットレグにおける破断を模擬している。本報ではコールドレグ破断及びホットレグ破断における破断流クオリティの変化に対して支配的な現象について論じる。特にコールドレグ破断に関しては、TRACコードによる解析結果と比較し、破断口上流での相分離を考慮しかつ単相流放出に関するモデルを付加することにより、解析と実験結果との一致が著しく改善されることを示す。

論文

Loop seal clearing and refilling during a PWR small-break LOCA

久木田 豊; 片山 二郎; 中村 秀夫; 田坂 完二

Nucl. Eng. Des., 121, p.431 - 440, 1990/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:73.06(Nuclear Science & Technology)

PWRの小破断冷却材喪失事故(LOCA)においては、非常用炉心冷却水が1次系ループのクロスオーバーレグ部内に落下してこの部分を水封し、炉心で発生する蒸気によってこの封水がコールドレグへ排出される(ループシールクリアリング)という現象がくり返し発生する可能性がある。また、ループシールクリアリング過程では炉心水位が一時的に低下し、炉心上部が一時的に露出する可能性がある。本現象をROSA-IV LSTF装置により実験的に調べ、ループシールを通過する蒸気流量と1次系内冷却材分布が相互に連成して変動することによって上述のような非定常なループシール挙動が生じうることを明らかにした。

報告書

Reflood experiments in single rod channel under high-pressure condition

G.Xu*; 熊丸 博滋; 田坂 完二

JAERI-M 89-178, 35 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-178.pdf:0.74MB

原研の単一燃料棒実験装置において、再冠水実験を行った。主なパラメータは、再冠水速度、初期表面温度及び線出力である。実験は全て1MPaで行った。また、全て飽和水を注入した。実験は、0.01~0.18m/sの再冠水速度、677K~903Kの初期表面温度、及び0~2.712kW/mの線出力をカバーしている。実験では、クエンチ速度と再冠水速度の比が0.204より0.744まで変化した。高再冠水速度実験の結果は、蒸気流中にかなりの量のエントレインメント液体が存在していることを示した。クエンチ温度は、633Kより708Kまで変化し、その変化は狭い範囲、約75K以内であった。また、実験結果は、低再冠水速度及び低線出力で得られたデータを除けば、同じLo(クエンチフロントよりの距離)の値に対して、膜沸騰熱伝達係数は狭い範囲で変化することを示した。

論文

Temporary core liquid level depression during cold-leg small-break LOCA; Effect of break size and power level

小泉 安郎; 熊丸 博滋; 三村 裕一*; 久木田 豊; 田坂 完二

Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.12 - 19, 1989/10

ROSA-IV LSTF装置において、破断面積を0.5%から10%に変化させて、また炉出力減衰を保守的に(高く)見積った場合と現実的に(低く)見積った場合について、6回のコールドレグ破断実験を行った。5%以上の破断では、ループシールクリアリング、即ち、過渡的炉心露出時に蒸気発生器入口プレナム及び蒸気発生器口チューブ内に滞水が見られ、このために最低炉心水位はクロスオーバレグ下端よりかなり低くなり、大巾な燃料温度が生じた。2.5%以下の破断では前記滞水が無く、最低炉心水位はクロスオーバレグ下端に等しく、炉心炉出は小さなものであった。

論文

Hot leg flow characteristics during two-phase natural circulation in pressurized water reactor

久木田 豊; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 田坂 完二

Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.465 - 470, 1989/10

PWR小破断LOCA時の二相自然循環過程におけるホットレグ内の二相流動についてROSA-IV LSTF実験結果の解析を行った。二相自然循環時にはホットレグ内の流れは常に層状流であったが、ホットレグ下流端では非層状流への遷移がみられた。循環流量が大きい場合にはホットレグ内の流れが射流となり、ホットレグ下流端において跳水が生じていることが見出された。

論文

Results of 0.5 % cold leg break LOCA experiments at ROSA-IV/LSTF; Effect of break orientation

浅香 英明; 田坂 完二; 小泉 安郎*; 久木田 豊; 与能本 泰介

Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.206 - 213, 1989/10

LSTFによる0.5%コールドレグ破断向き効果実験(横向き、下向き及び上向き)の結果と本実験をRELAP5/MOD2コードを用いて解析した結果の報告である。実験から、破断向きの相違による一次系内熱水力挙動の相違は小さいことが判った。しかしながら、(二相)破断流量は、下向きの場合よりも横向きの方が大きくなるという興味深い結果が得られた。RELAP5原型版では破断流量の予測が不充分であったため、計算された一次系内の熱水力挙動は、実験結果と大きく異なった。同コードの臨界流モデル及び破断口における水/蒸気エントレイメントモデルを改良することにより、予測性能が著しく改善され、破断向きの相違による破断流の相違を定量的に予測することに成功した。本改良コードを用いた解析を通じて、横向きと下向きにおける破断流量の相違は、水位振動に伴う破断流量(orクオリティ)の非線形振動に起因することを示した。

報告書

Recirculation pump suction line 75 and 25% split break LOCA tests of ROSA-III; Runs 929 and 930 with HPCS failure

中村 秀夫; 田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男

JAERI-M 89-131, 260 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-131.pdf:6.11MB

本報は、BWR中口径破断LOCAを模擬したROSA-III実験Run921及び930の実験結果をまとめたものである。両実験は、各々再循環ポンプ吸込側75及び25%破断を模擬している。また、HPCSが不作動と仮定された。本報では、両実験結果に基き、BWR中口径破断LOCAにおける炉心冷却に対する破断口の大きさの影響を考察した。両実験共、下部プレナムフラッシング(LPF)後全炉心が露出した。Run930での最高燃料表面温度(PCT)は867.2kであり、炉心露出時間の短いRun929の879.2kより少し低かった。これは、Run930での破断口が小さいことにより、減圧が比較的ゆるやかでPCTが遅く生じた為である。しかし、全炉心はLPCS及びLPCIによりクエンチし、低圧系ECCSによる炉心冷却の有効性が確かめられた。

報告書

Loss of off-site power test of ROSA-III; Run 971 with HPCS failure

中村 秀夫; 田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男

JAERI-M 89-130, 127 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-130.pdf:3.19MB

本報は、BWR外部電源喪失事故を模擬したROSA-III実験Run971で得られたすべての実験データを集録し、まとめたものである。RUN971では、事故発生後6秒でタービントリップの為スクラムが生じると仮定された。更に、HPCSが不作動と仮定された。自動減圧系(ADS)作動後、ADSからの冷却材放出により炉心の上半分が蒸気中に露出した。しかし、その後、LPCSにより炉心は冠水し、低圧系ECCSの炉心冷却の有効性が確かめられた。

報告書

Experiment data of ROSA-III integral test Run 913; 15% split break without HPCS actuation

与能本 泰介; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 村田 秀男; 鈴木 光弘

JAERI-M 89-125, 210 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-125.pdf:4.22MB

本報は、再循環ポンプ入口配管における15%破断実験Run913の実験結果について述べるものである。ROSA-III装置は、BWR/6の体積比1/424の模擬装置である。本装置は、電気加熱炉心、破断模擬装置、及び緊急炉心冷却系(ECCS)を有している。MSIVの閉止及びECCSの作動はBWRと同様に上部アッパーダウンカマータの水位信号によりトリップされる。実験は成功し、LOCA解析コードの予測性能を評価するための重要なデータが得られた。

論文

Critical heat flux for uniformly heated rod bundle under high-pressure, low-flow and mixed inlet conditions

熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(5), p.544 - 557, 1989/05

原子炉の冷却材喪失事故(LOCA)時の炉心熱水力挙動において重要となるような高圧・低流量・混合入口条件下でのドライアウト実験が、5$$times$$5ロッドバンドル内で行われた。本ドライアウトデータは、限界熱流束(CHF)挙動を予測するのに一般的に用いられている幾つかのCHF実験相関式及び簡単な仮定に基づき導かれた一つの式比較された。Biasiの相関式はCHFをかなり(場合により10~100倍)過大評価する。甲藤の相関式は比較的よく予測する。ドライアウトはサブチャンネル内の液体の完全な蒸発により生じるという簡単な仮定に基づき導かれた式は、本研究で比較された相関式の中では最もよくCHFを予測する。

報告書

BWR LOCA simulation test(Run 992) in ROSA-III program for a 10% main steam line break with ECCS double failures

鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 村田 秀男; 田坂 完二

JAERI-M 89-034, 154 Pages, 1989/03

JAERI-M-89-034.pdf:3.86MB

本報はROSA-III計画で実施された10%主蒸気管破断LOCA実験の結果をまとめたものであり、BWRの主蒸気管小破断LOCA時の主要事象と保有水量の関係、及びECCS二重故障条件下の炉心冷却条件について実験的に解明したものである。この実験は以前に行われた10%主蒸気管破断LOCA実験に比べて、炉心出力曲線や自動減圧系(ADS)の条件が異なるため直接の比較はできないが、ADSやECCS二重故障が小破断LOCA事象に及ぼす影響について明らかにしている。

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