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丸山 創; 数土 幸夫; 斎藤 伸三; 木曽 芳広*; 早川 均*
Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.227 - 232, 1989/12
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の設計において、炉心の伝熱流動、特に燃料体応力解析用熱的境界条件の決定、流路閉塞事故時の温度解析等に使用する熱流動解析コードFLOWNET/TRUMPの検証結果について発表するものである。検証は、HENDEL T
による試験結果を用いて行い、FLOWNET/TRUMPの妥当性が確認された。
大久保 努; 杉本 純; 井口 正; 村尾 良夫
Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.190 - 195, 1989/10
REFLA-1DSコードは、コールドレグ注水型ECCS付PWRのLOCA時再冠水期のシステム内熱水力挙動の一次元最適評価解析の為の高速計算コードである。本コードの予測能力を検証する為に、大型の再冠水実験装置であるCCTFの試験データによる検証を実施し、以下の主要な結論を得た。即ち、(1)CCTF試験データの時間的変化が、ケース2と呼ばれる炉心水力モデルを用いる事により本REFLA-1DSコードで良好に予測できた。ケース2モデルでは、炉心の上部に水が畜る現象を記述している。このような水の畜りを記述していないもう一つのモデルであるケース1を用いると、CCTFの結果を良好に予測する事はできなかった。(2)系圧力、ECC注水流量等のパラメータの効果については、REFLA-1DSコードによりその結果を定性的に正しく予測できる。
藤城 俊夫; 更田 豊志
Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.297 - 303, 1989/10
厳しい反応度事故の条件の下では、燃料に大きな発熱量が投入される結果、燃料は溶融・分散して破壊力を発生する。この破壊力発生の原因である燃料/冷却材相互作用に関して行ったNSRR実験にもとづき、破壊力発生のしきい値及び実験パラメータ内、特に冷却材条件と燃料内圧条件の影響に関する知見をまとめ、反応度事故条件に特有の燃料/冷却材相互作用の形態及び破壊力発生メカニズムに関し考察を行った。
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。
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。
菱田 誠; 小川 益郎; 武田 哲明; 文沢 元雄
Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.163 - 169, 1989/10
高温工学試験研究炉の一次冷却系配管破断事故時における空気の浸入挙動及び黒鉛材料の酸化に関する研究を行った。空気の浸入挙動に関しては、逆U字管内への浸入挙動を解析及び実験によって調べるとともに、HTTRを簡単に模擬した試験体内への浸入挙動を実験によって調べた。その結果、模擬配管破断後しばらくの間は空気は拡散と微弱な自然循環によって浸入すること、空気の自然循環が発生するのはかなりの時間が経過した後であること等が分かった。黒鉛材料の酸化に関しては、黒鉛管内に高温のヘリウム-空気混合気体を流して酸化量を実験的に調べた。その結果、酸化量は、熱伝達と物質伝達のアナロジーが成立するとして熱伝達率から求めた物質伝達率を用いて評価できることが分かった。
村尾 良夫; 井口 正; 安達 公道; 杉本 純; 秋本 肇; 岩村 公道; 大久保 努; 大貫 晃; 阿部 豊
Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.54 - 59, 1989/10
PWRの冷却材喪失事故時再冠水過程に関しては、従来、軸方向には実寸大であるが、半径方向には寸法が十分小さく軸方向に1次元的な試験装置による試験からの知見に基づいて、半径方向にも寸法が十分大きいPWR圧力容器内多次元熱水力挙動の安全性を評価してきた。本報告は、大型再冠水効果実証試験の円筒炉心試験、平板炉心試験の結果にもとづいて、多次元熱水力挙動を明らかにすることを目的としている。見い出された多次元熱水力挙動は、次の通りである。(1)炉心内に蓄積された水の量が1次元のものより多く、炉心冷却が1次元のものより良い。(2)半径方向の出力分布により生ずる横流れのため、炉心内の蓄積水量がほぼ均一化し、高出力部の冷却もよい。(3)半径方向の出力分布のため、又は、炉心上方から注入された冷水により炉心内循環流が生じ、冷却が促進する。
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。