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田坂 完二; 久木田 豊; 小泉 安郎; 刑部 真弘; 中村 秀夫
Nucl.Eng.Des., 108(1-2), p.37 - 44, 1988/02
被引用回数：17 パーセンタイル：81.9(Nuclear Science & Technology)ROSA-IV計画の大型非定常試験装置(LSTF)を使い5回の5%小破断LOCA実験を行った。蒸気発生器細管上昇流側での蓄水の水頭により、ループシールクリアリレグ時に炉心水位が炉心下端以下になることがある。この現象の炉心出力と炉心バイパスによる影響を明らかにした。ループシール部破断の結果はコールドレグ破断の結果と定性的に一致している。ホットレグ破断実験では蓄圧注入系の作動直後、そのコールドレグでの凝縮・減圧効果により炉心の水を吸い出し、過渡的な炉心露出を生じることを見い出した。自然循環実験においては炉心流量の一次系残存水量への依存性が Sewiscale,LOBI,PKLの結果と定性的に一致することを明らかにした。蒸気発生器2次側水位下の実効伝熱面積に対する1次側から2次側への熱伝達率は炉心出力と2次側水位に少し依存する。その最低値は1.7kw/m
Kであった。
大貫 晃; 安達 公道; 村尾 良夫
Nucl.Eng.Des., 107, p.283 - 294, 1988/00
被引用回数：64 パーセンタイル：97.59(Nuclear Science & Technology)傾斜管付き水平管内気液(水/空気及び蒸気/飽和水)対向二相流制限(CCFL)に対する流路寸法の効果を調べた。本形状は加圧水型炉のホットレグを模擬している。 従来の実験相関式では、実寸規模(内径0.75m)のデータを予測できなかった。小型実験での流動観察により解析モデルを導出し、種々の圧力での種々の寸法の実験にあてはめ寸法効果を評価した。 小型実験での評価より、主要な対向流制限の存在する領域が、傾斜管の長さが長いほどベンド部側水平管内から傾斜側へシフトすることがわかった。 このシフトの程度は、より大きな内径の流路では小さくなった。高圧の場合にも、シフトが生じることが推定された。
宮崎 則幸; 渡辺 隆之*; 矢川 元基*
Nucl.Eng.Des., 68, p.71 - 85, 1987/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)本報は1981年8月17日~21日まで仏のパリで開催された6th Int.Conf on Struct Mech in Reactor Technulにおいて「Invited Lecture」として発表した論文をFull paperの形にまとめたものである。有限要素法によるき裂の応力拡大係数解析プログラムEPAS-J1について、その理論と応用例を示した。EPAS-J1プログラムはラグランジュ乗数法に基づいた結合要素により異種要素を結合することができる。また、き裂の応力拡大係数解析にはエネルギ法に基づく仮想き裂進展法を用いている。さらにき裂先端の応力場の特異性は要素辺上の節点の中点移動により得ている。解析例として3次元体中の表面き裂問題を取り上げ、異種要素のモデル化による応力拡大係数解析を行った。
丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 菱田 誠; 下村 寛昭
Nucl.Eng.Des., 102, p.1 - 9, 1987/00
被引用回数：9 パーセンタイル：66.68(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス実験炉炉心燃料体を模擬した燃料体スタック実証試験装置(T
)により、燃料チャンネル1本分に関する伝熱流動試験を行った。試験の結果、燃料棒の摩擦係数と熱伝達率は内面加熱時の平滑環状流路の値と比較して、それぞれ約20%、約15~60%高い値を示した。この原因として燃料棒表面に取り付けられたスペーサリブによる伝熱促進効果、あるいは両面加熱による熱伝達率の向上が考えられる。また低レイノルズ数域において、熱放射が有効な伝熱機構であることが確認された。
与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 103, p.239 - 250, 1987/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.78(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置は、冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動を調べるための、電気加熱炉心を持つ体積比1/424のBWR模擬装置である。BWRのLOCA時の炉心内の基本的な熱伝達挙動を解析し、CHF後の熱伝達率とクエンチ温度のデータベースを得るために、5,15,50,200%破断実験の熱伝達解析を行なった。その結果、炉心でドライアウトしたロッドの蒸気冷却期間における対流熱伝達率は、約120W/mK以下であること、スプレー冷却期間における熱伝達率は、低圧で測定された値より大きいこと、ボトムアップクエンチ温度は、飽和温度と262Kの和で、相関されることが示された。この結果を用いて、RELAP4/MOD6/U4/J3コードの熱伝達率モデルを改良した。改良されたモデルにより、200%破断実験におけるロッド表面温度の時間変化が、よりよく計算された。
久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼
Nucl.Eng.Des., 102, p.225 - 228, 1987/00
被引用回数：5 パーセンタイル：50.76(Nuclear Science & Technology)冷却材喪失事故(LOCA)時にBWR MarkII格納容器内に発生する水力的動荷重に関して、大型装置による実験的研究を行った。広範な条件について実験を行い、この結果に基づいて、圧力抑制プール内での蒸気凝縮に起因する荷重の振幅が最大となる条件を同定した。荷重の振幅が最大となるのは、ベント管内の蒸気流速が30kg・m以下、プール温度が40
C以下、蒸気中の空気重量割合が1パーセント以下の場合であり、このような条件は、中破断LOCAに際して発生する可能性が高い。
丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 河村 洋; 下村 寛昭
Nucl.Eng.Des., 102, p.11 - 20, 1987/00
被引用回数：5 パーセンタイル：50.76(Nuclear Science & Technology)高温ガス試験炉炉心燃料体を模擬した燃料体スタック実証試験装置(T)により、燃料体1カラムに関する伝熱流動試験を行った。併せて3次元温度分布解析コードを作成し、模擬燃料体内の温度分布解析を行った。均一出力分布試験により得られた燃料棒の熱伝達は、1チャンネル試験の結果と良く一致し、スペーサゾブにより伝熱が促進されることが確認された。カラム内の任意の1流路の発熱量を変化させた不均一出力分布試験の結果、温度分布のひずみにより冷却材流量が再配分されることが確認された。また3次元温度分布解析の結果、不均一出力分布試験及び炉心内出力分布を模擬した傾斜出力分布試験における黒鉛ブロック水平断面内の最高温度と最低温度の差は、それぞれ約35C、約20度であった。
小泉 安郎; 中村 秀夫; 田坂 完二; J.A.Findlay*; L.S.Lee*
Nucl.Eng.Des., 102, p.151 - 163, 1987/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.78(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所は、ROSA-III実験装置において、再循環ポンプ吸込部における2.8%破断の小口径LOCA実験を行った。本実験は、先にGE社のFIST実験装置にて行われた2.8%小破断LOCA実験のカウンターパート実験であった。これら2実験の目的は、BWR小破断LOCA時の主要事象に対し、より深い理解を得ることにあった。両実験において、主要事象に関し相互に矛盾は無く、現象の相似性が確認された。これら両実験結果をTHYDE-B1コードは十分精度で再現し、同コードの有用性が示された。このコードを用いてBWRの小破断LOCA(2.8%)解析を行い、BWR小破断LOCA時の現象を明らかとした。
熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 与能本 泰介; 田坂 完二; J.A.Findlay*; W.A.Sutherland*
Nucl.Eng.Des., 103, p.223 - 238, 1987/00
被引用回数：1 パーセンタイル：19.35(Nuclear Science & Technology)沸騰水型原子炉における大破断冷却材喪失事故時の熱流体挙動を調べる目的で、原研のROSA-III装置と、GE社のFIST装置とにおいて、同一条件の対応実験を実施した。本報は,これらの対応実験より得られたBWR大破断事故の共通事象の特徴を述べるとともに、RELAP5/MOD1コードを用いて実施したBWR,ROSA-III,FIST三者の大破断冷却材喪失事故時の流体挙動の相似性に関する解析結果を述べている。そしてこれらの実験及び解析より、ROSA-IIIとFIST両装置における熱流体挙動はBWRの事故時熱流体挙動を模擬することを明らかにした。両装置個有の特性、例えばROSA-IIIの炉心長は実炉の1/2である点、及びFISTは燃料集合体1体の炉心である点等は、大破断事故時の熱流体挙動に重要な影響を与えないことを明らかにした。本研究は、米国GE社との協力の下で遂行されたものである。
田中 貢; 久木田 豊; R.R.Schultz*; 小泉 安郎; 川路 正裕; 刑部 真弘; 与能本 泰介; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 102, p.165 - 170, 1987/00
被引用回数：6 パーセンタイル：55.66(Nuclear Science & Technology)大型非定常試験装置(LSTF)の10%コールドレグ破断実験の実験結果をRELAP5/MOD1コードによる予測計算と比較検討し、LSTFがPWRの小破断冷却材喪失事故の主たる現象を再現できることを示した。
磯崎 敏邦; 早田 邦久; 宮園 昭八郎
Nucl.Eng.Des., 104, p.365 - 370, 1987/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.78(Nuclear Science & Technology)昭和61年5月にワシントン市で開催された第3回格納容器健全性に関するワークショップで同一題名のもとに論文を発表した。その後NEDが、この会議に提出された論文を選択して特集号を発行することになった。この論文もNEDからの招待論文の一つに含まれた。本報は、炉心損傷事故解析の一環として、実機日本製BWR MARK-I型鋼製格納容器の内圧荷重による弾塑性変形について汎用有限要素法コードADINAによる解析結果を述べたものである。
武田 哲明; 河村 洋; 関 昌弘
Nucl.Eng.Des., 104, p.133 - 143, 1987/00
被引用回数：12 パーセンタイル：75.03(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉の事故を解析するに当たって、冷却材の強制循環が失われた場合を想定すると、炉内に温度分布がつくため、流路間に冷却材ヘリウムの自然循環が発生する。この対流による熱移動は、熱伝導や熱放射に比べて無視できず、自然循環によるヘリウムの流量を正確に把握する必要がある。そこで加熱条件の異なる並列流路間に発生する自然循環の実験を行い、同時に数値解析手法を開発して、両者の比較検討を行った。その結果、加熱入力の異なる並列流路間に発生する自然循環流は各流路の加熱量によって一義的には決まらず、その履歴に依存する。また加熱量を変化させるとき一部の流路には流れ方向の逆転が生じる。今回開発した数値解析手法は、流れの方向がが逆転する場合を含め、並列流路間の自然循環流を十分良く再現しうることを確認した。
石田 紀久; 赤川 浩爾*; 藤井 照重*; 忽那 泰章*; 石塚 信; 二村 嘉明; 橋本 和典*
Nucl.Eng.Des., 99, p.413 - 421, 1987/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)舶用PWRの自然循環による炉心冷却特性を明らかにするため、U字型クーラを有する屈曲した閉ループ内の自然循環(単相流)の実験及び解析を行った。実験フープは、二つのU字型及び三つの逆U字型流路を有し、かつ、ヒータとクーラの位置(垂直方向)差は約1mと小さい特徴を有している。実験は大気圧下で、ヒータ入力を一定(Q=0.5kwから3.0kwの範囲内)とし、クーラ冷却水量をも一定とした状態で行った、実験から、不安定流動を有する流れを安定した流れの二つのタイプが観察され、これらのタイプは加熱量とヒータ位置に依存することが明らかとなった。また、熱水力計算コードRETRANにより解析を行い、良好な一致を得た。
中島 鐵雄; 斉藤 裕明*
Nucl.Eng.Des., 101, p.267 - 279, 1987/00
被引用回数：25 パーセンタイル：89.25(Nuclear Science & Technology)FPガスのペレット/被覆管のギャップへの放出は、ギャップの熱伝達率を悪化させ、燃料温度の上昇を引き起こすとともに内圧を増加させる。燃料温度は燃料のふるまいに大きく作用するため、FPガス放出量の予測は計算コードにおいて最も重要な部分と言える。FEMAXI-IVでは、FPガス放出モデルにこれまで、Boothの等価球による拡散放出モデルを改良して用いてきた。Boothのモデルでは、FPガスの潜伏期間が考慮されておらず、燃焼の早い時期からFPが放出される。そこで新たに、FPガスの粒界での挙動を考慮した一層機構的なモデルに改良した。このモデルでは、照射に伴う気泡の形成、気泡あるいは粒界によるトラッピング、粒成長を考慮している。本報では、このモデルの概要と、これを用いてストゥーズビックランプ計画により得られたFPガス放出データを解析した結果を報告する。
熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 102, p.71 - 84, 1987/00
被引用回数：18 パーセンタイル：83.5(Nuclear Science & Technology)質量流量:60~300kg/ms,入口クオリティ:0.0~0.8,熱流束:3.4~26W/cm,圧力:3MPaの条件下でバンドル内水-蒸気二相流のドライアウト前・後の熱伝達実験を行った。ドライアウト前領域での熱伝達係数の測定値は、従来の相関式による計算値より若干大きい値となった。ドライアウト後領域での熱伝達係数の測定値は、Groeneveldの相関式による計算値とほぼ一致した。しかし、ドライアウト後領域における熱伝達係数をより正確に予測するためには、液滴による伝熱面冷却の効果を考慮した相関式の作成が必要である。
小泉 安郎; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 99, p.157 - 165, 1987/00
被引用回数：10 パーセンタイル：70.05(Nuclear Science & Technology)単一ロッド及びロッドバンドルの熱伝達実験装置を用いて高圧水-蒸気二相流のドライアウト後熱伝達実験を行った。実験では、原子炉のLOCA時に特に重要となる低流量域を対象としている。単一ロッドの熱伝達実験は、圧力3MPaの条件下で、液量100~310kg/mS、入口クオリティ0.15~1.0の範囲内で行われた。測定した熱伝達率を用いて原子炉LOCA解析コードに使われている相関式を評価した。その結果、Groeneveldの式とのよい一致を見たが、一致度は壁温と流動条件に依存し、矛盾なく全実験範囲に適用できる相関式を作成した。この相関式をロッドバンドル(5
5)の熱伝達実験装置(TPTF)で行った3MPa~12MPa,15~600kg/mS,クオリティ0.0~1.0の範囲の実験データを用いて検証した。この領域の研究は従来あまりなされていないものであった。
堀江 知義; 辻村 誠一*; 湊 章男; 東稔 達三
Nucl.Eng.Des./Fusion, 5, p.221 - 231, 1987/00
核融合炉の第一壁およびダイバータ板は、厳しい条件下に置かれるため、設計上、寿命評価が重要である。この寿命を制限するメカニズムを検討するために、1次元の板モデル,2次元の弾塑性有限要素法を用いて寿命解析を行なった。実験炉第一壁はディスラプション時に大きな圧縮応力が生じ塑性変形が生じるが、温度が下がると引張り応力になる。照射クリープで応力緩和すると、ディスラプションのたびにひずみが蓄積される。通常運転時は6MW・y/m以下の低フルエンスでは照射の影響は無く、エロージョンと疲労損傷で寿命が決まる。実験炉ダイバータ板は接合構造であり、2次元的な変形及び銅のシェークダウンの影響があり、2次元弾塑性解析が重要である。動力炉第一壁の最大板厚は熱応力よりもスウェリング差で、最小板厚は冷却材内圧による膜応力で決まるなどの成果が得られた。
関 昌弘; 小川 益郎; 湊 章男; 深谷 清; 東稔 達三; 三木 信晴
Nucl.Eng.Des./Fusion, 5, p.205 - 213, 1987/00
本研究は、現在原研で設計を進めている核融合実験炉のダイバータ板の一例として提案されているタングステン-銅(W-Cu)接合構造の熱疲労に対する健全性を調べたものである。すなわち、タングステンと銅をロー付けした接合試験片を製作し、アルゴンプラズマジェットを用いてタングステン表面に周期的に熱負荷をかけ、試験前後に走査型電子顕微鏡による微細構造の検査とヌープ硬さの測定を行った。ロー付け以外にも直接鋳込み方式によるW-Cu接合材を製作し、同様の試験を行った。試験の結果、いずれの試験片も破断することはなく、タングステンと銅のロー付け、および直接鋳込みによる接合方式が有効であり、W-Cu接合構造は熱疲労に対して十分健全であることがわかった。
刑部 真弘; 小泉 安郎; 与能本 泰介; 熊丸 博滋; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 98, p.69 - 76, 1986/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.89(Nuclear Science & Technology)定常二相流試験装置を使った高圧でのボイルオフ実験を広いバンドル出力の範囲で行なった結果、2つのボイルオフパターンが観測できた。一方は、低バンドル出力でのボイルオフパターンで、おのおののロッドのドライアウト点が、あるバンドル高さ位置で生じた。これは、ドライアウト点が、平坦な気液二相流混合物レベルで決まるためと考えられた。他方は、高バンドル出力でのボイルオフパターンで、ドライアウト点はロッドにより高さ方向に大きく散らばり、明確な気液二相流混合物のレベルは観測できなかった。これは、ドライアウト点の下で、Slug流からAnnular流への遷移が生じているためと考えられた。さらに本研究では、Slug流からAnnular流への遷移予測モデルを提案した。このモデルでは、隣り合うロッド上の液膜の相互干渉がなくなったとき、初めてAnnular流が存在できると考えた。このモデルはTPTF実験結果をよく説明した。
鈴木 光弘; J.A.Findlay*; 田坂 完二; W.A.Sutherland*
Nucl.Eng.Des., 98, p.39 - 55, 1986/00
被引用回数：1 パーセンタイル：20.71(Nuclear Science & Technology)ROSA-III試験装置で実施したBWR主蒸気管大破断模擬実験(RUN952)と、これに近い条件で実験した米国FIST装置(NRC,EPRI,GE共同研究)の実験(6MSB1)とについて、主要な熱流体現象の比較検討を行なった。次に両実験で異なっていたECCS条件等を一致させ、同一条件のBWR/6の主蒸気管大破断LOCAとの相似性を、解析コードRELAP5/MOD1を用いて解析した。この結果、装置形状の異なるROSA-IIIとFISTにおいて、各部の容積、炉心出力、破断口面積等の比及び初期条件がそれぞれBWR/6体系と同じであれば、主要な熱水力現象は相似的になることを明らかにした。装置個有の特性としては、初期水位と主蒸気ライン位置の関係、ダウンカマー部の流路形状、炉心熱出力密度、装置の構造材熱容量等の影響が現われるが、これらの影響の程度も明らかにした。なお、両実験の比較から、高圧炉心スプレイ系等ECCSの個別の効果についても分析した。
