Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
大貫 晃; 秋本 肇
Proc. of 3rd Int. Conf. on Multiphase Flow (ICMF'98), p.1 - 6, 1998/00
将来型原子炉システムの設計に最適化するには、その解析ツールの妥当性を検定する必要がある。本研究ではこの検定を多次元二流体モデルによる詳細解析で行うことを想定し、そこで必要となる揚力モデル及び乱流拡散モデルの流路スケールに対する適用性の評価を行った。小口径管のデータベースとしてはLiuらのもの(内径約4cm)を用い、大口径管は筆者らが新たに取得したもの(内径20cm)を用いた。気泡径がほぼ等しい状態での気泡流データを筆者らが開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dで解析した。解析の結果、乱流拡散モデルに問題のあることが分かり、気泡径と流路スケールの相対関係に依存する新たなモデルを提案した。
田中 利幸; 丸山 創
JAERI-Conf 95-011, 0, p.94 - 99, 1995/06
高温ガス炉は、炉心出力密度を数MW/m
、炉心直径を数mと制限し、冷却材喪失事故時にも受動的熱除去方式により燃料最高温度を1600
C程度以下とし炉心溶融を起こさない設計としている。高温ガス炉の経済性と安定性の向上を同時達成させるためには、事故時の除熱能力の改善が重要である。このため、事故時の冷却方式として、通常運転時には作動せず事故時のみに作動ししかも高い除熱能力の得られる受動的除熱手段として2成分ヒートパイプ冷却器が考えられる。本講演では、2成分ヒートパイプの開発状況と高温ガス炉への応用2例について述べる。また、冷却材喪失事故時には、原子炉容器内にヘリウムと空気また黒鉛の酸化により生ずるガスから成る多成分気体の混合流れが生じ、この流れによって炉内に空気が流入し、黒鉛を酸化させる。本講演では、この流れ特性及び防止技術の研究の現状及び課題について述べる。
近藤 昌也; 安濃田 良成; 久木田 豊
Proc. of 2nd Int. Conf. on Multiphase Flow (ICMF)95-KYOTO,Vol. 2, 0, p.P1_97 - P1_102, 1995/00
気液水平二相流における波状流からスラグ流への遷移機構を評価するに際して、スラグ発生直前に見られる界面波の特性を把握することは重要である。そこで、界面波のスペクトル分布及び各周波数成分ごとの伝播速度をウェーブレット解析とフーリエ解析を用いて評価した。その結果、両者による伝播速度は深水波の理論値と概ね一致し、伝播速度の波数依存性が波群の形成や波と波の相互干渉などの視覚観察された現象の原因であることが確認された。さらに、界面波の非対称性(峰と谷の形状の相違)をウェーブレット解析により評価し、波の形状が近似的にストークス波により表わされることを見出した。
大貫 晃; 秋本 肇; 数土 幸夫
Proc. of the 2nd Int. Conf. on Multiphase Flow 95-Kyoto, 0, p.FT1.17 - FT1.23, 1995/00
大口径垂直管内気液二相流の流れの構造を調べるため、空気・水二相流の流動様式とその遷移について実験的に検討した。テスト部は内径0.48m、長さ2mであった。テスト部での流量条件は見かけの空気流速J
:0.02-0.87m/s、見かけの水流速J
:0.01-0.2m/sであった。流動様式の分類は流動観察及び区間ボイド率変動の標準偏差により行った。あるJのもとでJgが増加すると、均一な気泡流か乱れた気泡流を経てチャーン気泡流へと遷移した。Jが低い場合は均一な気泡流は見られなかった。小口径管ではスラグ流が実現する流量条件であっても流路を占有するようなスラグ気泡は見られず、その流量条件はチャーン気泡流が見られた。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
Proc. of the 2nd Int. Conf. on Multiphase Flow 95-Kyoto, 0, p.P2_37 - P2_44, 1995/00
REFLA/TRACコードは軽水炉の想定事故時の熱水力学的挙動解析のために原研で開発を進めている最適予測コードである。円筒炉心試験データを用いて、PWR冷却材喪失事故再冠水期のシステム挙動に対する同コードの予測性能を評価した。その結果、REFLA/TRACコードにより、最高被覆管温度、炉心冷却挙動、炉心内蓄水挙動、1次系ループにおける圧力損失、蒸気発生器における熱伝達等の主要な物理現象を正しく予測できること、並びに、系圧力・炉心出力・LPCI流量及び被覆管初期温度のパラメータ効果を正しく再現できることを検証できた。REFLA/TRACコードによりPWR冷却材喪失事故再冠水期のシステム挙動を精度よく予測できる。
秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 村尾 良夫
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA, p.369 - 372, 1991/00
二流体モデルに基づく安全評価解析コードの予測能力を把握するために、代表的な計算コードであるTRAC-PF1コードとTRAC-BF1コードの界面剪断応力モデルを用いて、評価計算を行った。計算は従来ほとんど評価なされていなかった垂直管内上昇流の低流量域を対象とし、圧力、管径、流体の種類及び気液の流速の影響について調べた。評価計算の結果、TRAC-PF1コードでは液相流速が低い領域及び管径が大きい領域で、TRAC-BF1コードでは液相流速と気相流速が共に低い領域でボイド率の予測精度が低いことがわかった。これらのコードの予測精度を改善するために、片岡-石井のドリフトフラックス相関式をベースとした界面剪断応力モデルを開発した。改良モデルに対して評価計算を行い、改良モデルにより垂直管内低流量域のボイド率を精度良く予測できることを確かめた。
片山 二郎; 中村 秀夫; 久木田 豊
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA,Vol. 1, p.7 - 10, 1991/00
LSTFを用いた小破断LOCA実験において、ホットレグ中に生じる層状流の液相流速が気液界面に生じる波の伝播速度を上回る、いわゆる射流が生じる場合があることが観察されている。本研究では、蒸気発生器入口配管を模擬した上昇管をもつ小口径水平配管を用いて大気圧下の水・空気層状流について射流の生じた場合の流動様式遷移に関する実験を行った。実験では、水平管内あるいは上昇管入口において跳水が生じ、跳水の下流側は常流となり層状流から波状流あるいはスラグ流へ遷移した。特に高い水流量では、射流から直接スラグ流へ遷移し、明瞭な跳水は認められなかった。この実験から以下の点が明らかになった。(1)水平管内でスラグ流への遷移が生ずる液流量は、常流と射流の場合で異なる。(2)しかし、スラグ流へ遷移する直前の条件での局所ボイド率と気液間相対速度は、射流・常流のいずれの場合も同一のモデルにより予測できる。
中村 秀夫; 近藤 昌也; 安濃田 良成; 久木田 豊
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA,Vol. 1, p.11 - 14, 1991/00
水平気液二相流の流動様式遷移機構の配管直径依存性に着目し、原子炉1次系主配管の直径(0.7m)とほぼ同じ流路高さを持つ大型ダクトを用い、水/空気二相流実験を実施した。実験は、主に波状流とスラグ流の遷移境界に近い流量条件で実施した。その結果、(1)気相見かけ流速の増加に伴って、スラグ流発生点が下流側に移動。また、スラグ流発生の前には、一連の波(深水波)が発生し、その内の一つが液スラグに成長した。(2)この波の波高/波長比は、深水波に対し理論的に求められる最大値を超え、液スラグ発生直前まで増加し続けた。(3)波状流からスラグ流への遷移は、流路高の小さい配管での実験結果より大きな液見かけ流速で生じたが、スラグ流発生点直上流の条件(ボイド率と気液相対速度)は、三島-石井らのモデルと定性的に一致した、などが観察された。
安濃田 良成; 渡辺 正; 久木田 豊
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA,Vol. 1, p.397 - 400, 1991/00
最近の宇宙環境利用計画に関連して、微小重力下における気液二相流の制御技術が一つの重要な技術となると予想される。二相流挙動は重力にきわめて強く依存した現象であるため、気液の分離や気体の補集などを微小重力環境で行う場合には特別な技術を必要とするためである。本研究は、微小重力下における二相流の制御方法として、超音波の利用を考え、その基礎技術を確立することを目的として行った。1次元の定在超音波場における気泡の運動を実験的、解析的に調べ、放射を効果と付加質量効果について考察した。一方、2次元の定在超音波場において水中の気泡を静止、水平移動など自在に制御可能であることを実証した。
藤城 俊夫; 更田 豊志; 山崎 利
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA,Vol. 2, p.247 - 250, 1991/00
中性子並びに
線に曝されている原子炉内でのボイド率の計測は、線ボイド計や光学的計測機器が使用できないため、非常に困難である。このため、このような環境でも使用可能な振動板式密度計を新たに開発し、過渡的に発生する気泡の測定手法を確立した。はじめに炉外実験において性能の検証及び較正を行い、次にこれを原子炉安全性研究炉(NSRR)においてパルス照射された試験燃料棒から発生する水素量測定に応用した。本報では、振動板式ボイド計の原理・機構について説明するとともに、炉外較正試験結果並びに原子炉炉内実験結果を紹介し、計測手法の適用性などについて議論した。
阿部 豊; 秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫; 加茂 英樹*
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA,Vol. 2, p.373 - 376, 1991/00
TRAC-PF1コードを用いて再冠水の初期のように気相と液相とが分離して明確な水位を形成するような現象の解析を行う場合、実験では観測されない圧力振動が計算される。このような圧力振動は、コードの数値計算上の問題によって発生するものと考えられるが、ボイド率等他の変数に対しても影響を及ぼすことから、コードの予測性能全体に影響を及ぼすことになる。本報告では、このような圧力振動が発生する原因について検討するとともに、その改善の方法についての検討も併せて行った。その結果、TRAC-PF1を用いた再冠水の計算において、実際には存在しない相の運動方程式中の移流項により非現実的な圧力振動が計算されることを明らかとした。また、単相流と判定される場合には、実際には存在しない相の移流項を小さくする補正を施すことによって、この圧力振動を取り除くことができることを示した。
