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村尾 良夫; 井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 岩村 公道; 大久保 努; 大貫 晃
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 1, p.723 - 732, 1993/00
円筒炉心試験装置(CCTF)と平板炉心試験装置(SCTF)による試験において、クエンチフロント上方への明瞭な蓄水と良好な炉心冷却が観測された。これらの試験と原研の小規模試験の結果に対する現象論的分析により明らかになったボイド率、熱伝達率並びに、クエンチの進行に及ぼすグリッドスペーサの効果、逆スラグ流領域での液相速度効果について述べている。また、観測された蓄水と炉心冷却の促進の関係について議論している。更に、原研小規模試験データによる相関式の改良に基づいて、グリッドスペーサ効果を除き、再冠水モデルの改良を行った。この再冠水モデルをREFLA/TRACに組み込み、CCTFとSCTFのデータを用いてモデルの評価を行った。これらの改良モデルとその評価結果について述べている。
藤井 貞夫*; 赤松 幹夫*; 五十嵐 実*; 文沢 元雄; 功刀 資彰; 菱田 誠
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.1498 - 1505, 1993/00
高温ガス炉スタンドパイプ破断事故時の空気侵入挙動解明の一環として、3次元境界適合座標変換法(BFC)を使用し、物性値が大きく異なり、しかも形状が比較的複雑な空間内の浮力対向置換流の数値解析を行った。計算結果を既存の実験結果と比較したところ、熱伝達率の計算値は半球容器内自然対流の場合の実験値より低い値となった。また、数値解析でも実験で観測されたような非対称で複雑な非定常流動様式が観察された。