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伊藤 和宏*; 辻 義之*; 中村 秀夫; 久木田 豊*
9th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9)(CD-ROM), 16 Pages, 1999/00
液体金属ビームターゲットを模擬した、板状の高速水ジェット流(3.5~20m/s)の自由界面波の特性を、自由界面で屈折するレーザー光を用いて計測した。本光学計測法は最大33kHzの応答速度を有し、平均流速20m/sでノズルから噴出するジェット流の界面波の傾斜角変動を良く捉えることができた。界面波は周波数スペクトルに明瞭なピークとして現れ、ノズル出口からの距離とともに振幅が増加した。得られたデータを基に、ノズル近傍での波の間欠的な出現状況を統計的に整理した。
柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 橋本 和一郎; 前田 章雄; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純
9th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9)(CD-ROM), 13 Pages, 1999/00
原研の配管信頼性実証試験(WIND)計画において、シビアアクシデント条件下における原子炉冷却系配管を模擬したステンレス鋼製水平直管を用い、配管内エアロゾル再蒸発試験を実施した。模擬FPとしてヨウ化セシウムを試験部に導入し配管内に一旦沈着させ、前段試験部を再加熱することにより再蒸発した模擬FPを後段試験部に沈着させ沈着分布を測定した。ほとんどすべてのヨウ化セシウムがその沸点を大幅に下回る温度で再蒸発し、後段試験部に沈着した。また、一次冷却材中に含まれているホウ酸の影響を調べるため、試験部にメタホウ酸を装荷したケースも実施した。試験後に沈着物の化学分析を行った結果、ホウ酸セシウムの存在が推測された。試験部に導入させたヨウ化セシウムと、高温においてメタホウ酸が変化した酸化ホウ素とが反応してホウ酸セシウムが生成したと考えられる。
大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1670 - 1676, 1997/00
将来型原子炉システムの設計用ツールである多次元二流体モデルコードを高度化する研究の一貫として、大口径垂直管(内径20cm)での空気・水二相流データベースを新たに取得するとともに、気泡流相分布に対する多次元二流体モデル構成方程式の適用性を調べた。実験的にはスラグ流域での流動の乱れが小口径管の場合より大きいこと、相分布の変化する流量条件が小口径管の場合と異なることがわかった。解析的には単一のモデル定数では気泡流相分布を予測できないこと、気泡径の情報を取り込んだモデルを構築する必要のあることがわかった。
武田 哲明; 菱田 誠*
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 1, p.278 - 285, 1997/00
高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気侵入挙動の解明と空気侵入防止技術の開発に資するため、原子炉の流路構成を模擬した試験装置による実験を行った。その結果、配管破断後の炉心部を一定速度で降温する場合は、事故を空気の自然循環流が発生する第2段階まで進展させないような降温速度が存在することが分かった。また、炉心部の高温と低温流路間に発生する空気の自然循環流は、低温流路側に相当する圧力容器等の流路から、ヘリウムを一定量注入することによって流れを制御することができ、多量の空気侵入を防止できることが分かった。
高田 昌二; 椎名 保顕; 稲垣 嘉之; 菱田 誠*; 数土 幸夫
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 1, p.323 - 332, 1997/00
IAEAの「事故時におけるGCR崩壊熱除去」に関するCRPでは、原研の冷却パネル特性試験装置により取得された7条件の実験データが、高温ガス炉用冷却パネルシステムの冷却性能及び温度分布の設計・評価用コードを検証するためにベンチマーク問題として選択された。試験装置は崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒータを内蔵する直径1m、高さ3mの圧力容器と圧力容器を取り囲む冷却パネルと大気圧の空気を充填した炉室により構成する。数値解析コードTHAN-PACST2の解析手法を解析モデルの妥当性を検証するために二つのベンチマーク問題を解析した。水冷形冷却パネルシステムの圧力容器内ヘリウムガス圧力0.73MPa、圧力容器温度が210
Cの条件では、圧力容器温度は実験値に比べ最高-14%、+27%の誤差で評価された。冷却パネル除熱量については実験値に比べ-11.4%低く、放射伝熱量は全入熱量の74.4%であった。
村尾 良夫; 落合 政昭
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 2, p.1075 - 1085, 1997/00
運転・保守技術者の原子炉安全性に与える依存性を減らす為、原研において簡素化受動的安全炉概念(JPSR)を開発した。本概念においては、一次系に接続された系統と放射性物質を含む系統は全て、格納容器に格納された。本概念を専門家に評価してもらったところ、大きな技術的長所とともに、いくつかの経済的短所が指摘された。この短所を減らすため、概念の改良を行い、JPSR-II概念を開発した。この改良により、圧力容器の小型化、原子炉停止失敗の可能性の排除、受動的安全系、補機系の機器類の個数と容量の減少を達成した。本報告は、JPSR-II概念について述べるとともに、その長所について議論する。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1321 - 1327, 1997/00
国際熱核融合実験炉(ITER)の安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(Ingress of Coolant Event)及び真空境界破断事象(Loss of Vacuum Event)下における真空容器内の圧力上昇速度等を実験的に調べた。冷却材侵入事象予備実験では、容器内温度250C、注入水温度200Cの条件で35気圧の水を10秒間注入したところ、容器内圧力は最高7気圧まで上昇したが、ITERで計画されているサプレッションタンクを使用することにより最高到達圧を目標とする値に低減できることを実験的に確認した。今後は広範な温度条件に対してサプレッションタンクの減圧性能を調べる計画である。真空境界破断事象予備実験では、破断後に容器内が真空から大気圧になるまでの置換時間は破断口サイズが1mm径の場合には約1時間、100mm径の場合には約0.5秒になり、これら置換時間と破断口サイズの関係は対数グラフ上でほぼ整理できることがわかった。この結果から、ITERにおける真空境界破断の置換時間を推定することが可能となった。
井田 瑞穂*; 中村 秀夫; 伊東 章雄*; 加藤 義夫; 前川 洋
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1276 - 1283, 1997/00
国際核融合材料照射施設(IFMIF)では、凹面壁に沿って真空中を高速で流れ自由表面を有するリチウム(Li)ジェットターゲット中で、14MeVの中性子を発生させる。ターゲットジェットは強力重陽子ビームを受けるが、ジェット内での気泡生成やジェットの自由表面での激しい蒸発を起こさないようにしなければならない。そこで、バックウォール形状やジェット平均流速に影響を受けるであろう温度分布と流れの状態を評価するために、2次元の熱流体解析を実施した。計算された温度分布により、バックウォール半径とジェット平均流速の種々の組み合わせに対し、気泡生成や激しい蒸発を避けるために十分な温度余裕が有ることを示した。境界層のジェット厚への影響も検討した。
中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1268 - 1275, 1997/00
IFMIF装置の液体リチウムターゲットを水流で模擬し、その凹面壁を流下する高速の板状噴流の安定性を、約17m/s以下の流速で調べた。今回新たに採用した直列2段の2次元レデューサノズルは、内壁で剥離を生ずること無く、安定で均一な流速分布の噴流を生成した。噴流の表面には長さに沿って2次元、3次元の界面波が生じたが、全長130mmに渡り、大きさの変化は小さかった。噴流内の流速分布は、ノズル出口付近で自由渦の流速分布(半径に反比例)に変化し、この結果噴流の厚さが増加した。1次元運動方程式を用いた厚さ予測は、この変化を考慮に入れることで実験結果を良く予測した。
伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 辻 義之*
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 1, p.40 - 47, 1997/00
幅0.1m、高さ0.19m、長さ12mの矩形ダクトを用いて水-空気二相流実験を行い、水平波状流における流れ方向の気液界面摩擦および界面波の性質の変化を評価した。実験条件は水の見かけ流速をj
=0.3m/sで一定に保ち、気相見かけ流速をj
=4.2~6.8m/sまで変化させた。気液界面せん断応力は水位、気相圧力、気相壁面せん断応力の測定値を気相の運動量方程式に代入することにより評価した。気液界面摩擦係数は界面波の存在により、試験部入口付近においても滑面よりも大きな値を示した。試験部入口では、気液相対速度がスラグ流遷移領域に近づくため、気液界面が不安定になり界面波が急速に形成される。また、jが大きい場合には、エントレイメントにより界面波の流れ方向の成長は抑制される。これらの要因は、気液界面摩擦係数の流れ方向の変化に影響を及ぼすことがわかった。
竹田 武司; 國富 一彦; 馬場 治
Proc. 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 1; NURETH6, 0, p.1483 - 1488, 1994/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒スタンドパイプの内部には、クラッチ及びモータ機構等により構成される制御棒駆動装置(CRDM)が収納されている。CRDMの温度が180Cを超える場合には、クラッチの絶縁材の耐熱性が損なわれ、CRDMが正常に機能しないことが考えられる。そのため、制御棒スタンドパイプ廻りの空気流の流れ分布と温度分布を解析及び試験により求めた。空気流の3次元熱流動解析は、熱流体解析コードSTREAMを用いて行った。試験では、スタンドパイプ廻りの空気流を表面タフト法により可視化した。解析と試験により得たスタンドパイプ廻りの空気流の流れ分布は良く一致した。解析の結果、何れの制御棒スタンドパイプにおいてもCRDMの温度は、その制限温度である180Cを満足することを確認できた。
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。
浅香 英明; 久木田 豊
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.1361 - 1367, 1993/00
ROSA-IV/LSTF装置を用いて0.5%小破断冷却材喪失事故(LOCA)時及び全給水喪失(LOFW)事故時における1次系フィードアンドブリード実験が行われた。LOCAのケースでは高圧注入系と補助給水系の故障を仮定している。いづれのケースでも事故途中に運転員が手動で加圧器逃がし弁(PORV)を全開(bleed)することにより1次系の減圧を行いECC水の注入(feed)を促進した。その結果、1次系圧力は速かに低下し蓄圧注入系からサブクール水が注入された。また、PORV開後ホットレグから加圧器内へ多量の水が流入し、加圧器水位は高く維持された。このような過渡変化中の1次系内質量とエネルギーのバランスについても論じられている。RELAP5/MOD2(原研改良版)による解析で実験で見られたシステム熱水力挙動が良好に再現された。これらの実験と解析を通じて1次系フィードアンドブリード運転の有効性が示された。
与能本 泰介; 久木田 豊; 小川 益郎; 功刀 資彰; 関 泰; 岡崎 隆司*; 高津 英幸
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.807 - 814, 1993/00
核融合実験炉ITERのダイバータ冷却系における冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動をRELAP5/MOD3コードと二次元熱伝導計算コードを用いて解析した。事故条件として、コールドレグにおけるギロチン破断及び1%破断(レグ断面積を100%とする)を想定しプラズマ停止の失敗を仮定した。RELAP5による解析結果より、大破断LOCA条件ではダイバータのホットスポットにおいて破断直後に沸騰遷移(DNB)が生じ、小破断LOCA条件では破断後30秒以内にはDNBが生じない事が明らかになった。より詳細な二次元熱伝導解析においても大破断LOCA条件では熱流束が15MW/m
、水流速が9m/sの場合、熱伝達が2倍に促進されても破断直後のDNBは避けられない事が示された。
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。
武田 哲明; 菱田 誠
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2; NURETH 6, p.1489 - 1497, 1993/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の設計基準事故の1つに配管破断事故がある。一次冷却系の主配管が破断した場合には分子拡散と炉内の温度及び濃度分布により発生する自然対流によって空気が破断口から浸入すると予想される。そして炉内の黒鉛構造物が酸化し、複雑な多成分気体の自然対流が発生するものと思われる。この配管破断時の初期段階における空気の浸入過程を調べるために逆U字管における化学反応を伴う多成分気体の分子拡散と自然対流に関する実験と解析を行った。一次元の連続の式、混合気体の運動量保存とエネルギー保存の式及び各成分気体の質量保存の式を解いて、濃度変化と空気の自然循環流発生時刻等を求めた。その結果、実験と解析は良く一致し、混合気体の密度変化、各成分気体のモル分率変化及び空気の自然循環発生時刻等を数値解析において再現することができた。
中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2; NURETH 6, p.992 - 1001, 1993/00
ウエスティングハウス型加圧水型原子炉の蒸気発生器に於て複数(6本)の伝熱管が破断した事態を想定し、LSTFを用いて模擬実験を行った。実験では、炉心露出が開始する迄、緊急炉心冷却装置(ECCS)の高圧注入系や充填系が全く作動せず、運転員の回復操作も行われないものと仮定したが、炉心露出が発生する迄には大きな時間余裕(約8000秒)があった。これは、破断直後(約500秒)を除き、1,2次系圧力がほぼ同じとなり、破断伝熱管からの流出流量が小さくなった為である。このように1,2次系間の圧力差が小さく保たれたのは、1次系冷却材量の減少に伴い、熱伝達率の高い蒸気凝縮が伝熱管1次側の熱抵抗を減少させ、小さな圧力差(飽和温度差)でも炉心崩壊熱の大部分が2次側に運ばれるようになった結果であることがわかった。
K.Tae-il*; 岡本 孝司*; 班目 春樹*; 文沢 元雄
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics, p.541 - 546, 1992/00
本研究は仕切り板を有する破断口(開口流路)でのヘリウム・空気置換流挙動を調べたものである。また本研究は複数のスタンドパイブが同時に破断した高温ガス炉仮想事故時において、破断口での置換流挙動を調べる研究の一環として行ったものである。その結果、仕切り板が置換流量に及ぼす影響が破断口形状により大きく異なることが明確になった。特に、開口部長さと直径比が大きい場合、円管状開口部の場合に比べて、仕切り板を有する場合の置換流量は非常に多くなることが分かった。この現象を説明するために摩擦損失等を考慮した解析でモデルを提案し、実験事実を再現することができた。
文沢 元雄; 菱田 誠; 稲垣 嘉之
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics, p.369 - 376, 1992/00
高温ガス炉では、原子炉の上部に接続されている配管の破断事故が生じると、破断口から空気が炉内に浸入する。炉内への空気の浸入特性は、破断口における対向流(又は置換流)挙動に依存する。そこで、本研究ではレーザー流速計を用い、流れを乱すことなく、置換する体積流量を算出する手法を検討した。その結果、半球容器内面温度が冷却容器内面温度に等しい場合置換する体積流量は、半球容器内面温度が加熱温度に等しい場合に比べて、約64%に低下することが分かった。また流量の標準誤差は15~22%であることも分かった。
平野 雅司; 渡辺 正
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5,Vol. 1, p.165 - 173, 1992/00
リスク評価解析研究室では、事故・故障の分析・評価に関する研究として、原子力発電所で実際に起きた事故事例の詳細な解析を実施している。この研究の一環として、昨年2月に美浜2号炉で発生した蒸気発生器伝熱管損傷事象と同事象を忠実に模擬したROSA-IVSB-SG-06実験の解析を実施した。この解析には、米国で開発された過渡熱水力解析コードTRAC-PF1を用いた。この解析は、同一の解析コード及び類似の入力モデルを用いた点に特徴がある。こうした解析は、これまでに例がない。この解析により、解析コードの高い解析能力が示されたとともに、実験結果を実炉での実事象に外挿する際に不足な情報を補間することができた。