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傍島 真; 安達 公道; 岩村 公道; 大貫 晃
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.2 - 129, 1986/00
平板炉心試験で通常観測される上部プレナム蓄水頭不均一に関し、その生成が落下水流量および炉心冷却の分布に及ぼす影響について個別に調べた。炉心部に上昇蒸気流を形成させて各バンドル上に一様に注水した。炉心には発熱を500Kw/バンドルで与えた場合と、発熱なしの場合とを試験し、落下冷却の分布と上部プレナム蓄水位分布の関係を評価した。蓄水頭の高い位置の下方のバンドルでは冷却がよく、落下流量も多くなることが、モデルをバンドル毎に適用することによって示された。また落下流量の多くの評価されたバンドルでは、蒸気発生量も相対的に多かった。注入水温が未飽和の場合には、局所的な未飽和水の落下があり、モデル計算よりも多い落下流量となったが、飽和水の場合は総落下流量の計算値と測定値はほぼ一致した。
安達 公道; 岩村 公道; 大貫 晃; 秋本 肇; 傍島 真; 村尾 良夫
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.2 - 104, 1986/00
平板炉心再冠水試験においては、半径の大きいPWR炉心における冷却材喪失事故時再冠水過程の2次元的な熱水力学的挙動について、実験的に研究している。2次元挙動のうち、炉心の最高到達温度の低減に最も寄与するのは半径方向の出力分布に基づく2次元的効果であるが、その物理的なメカニズムについては、不明な点が多い。本法ではこのメカニズムの解明に定性的に役立つ情報を得るために炉心冠水速度を変えた2回の実験、及び炉心初期温度を変えた2回の実験を行ない、そのデータを分析した結果を報告する。 これらの実験を通じて、クエンチフロント下で高出力バンドルへの流れの集中が起れば、熱伝達率に有意な量の向上が現れること、及び炉心の初期温度分布の影響のかなりの部分が温度そのものよりも流体挙動を介して熱伝達率に影響を与えることが明らかにされた。
中村 秀夫; 川路 正裕; 安濃田 良成; 小泉 安郎; 田坂 完二
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.1 - 102, 1986/00
ROSA-IV計画では、二流体二相応モデル開発の一環として、小型定常二相流実験装置(TPTF)を用いた大口径水平配管内での高温高圧-水蒸気二相流実験を実施している。今回は、スラグ流発生に対する、圧力および配管口径の影響について、層状流-スラグ流遷移境界を中心にして報告する。内径180mm、10m長配管と、分離型入口ミキサーを用いて行なった実験結果と、既存の水-空気大口径配管実験結果との比較より、次のことが明らかとなった。 (1)大口径水平配管において、層状流-スラグ流の遷移境界条件は、約90気圧以下の水-蒸気系と、大気圧下の水-空気系でほぼ同一の結果が得られた。 (2)TPTFの実験条件下では約90気圧以上ではスラグ流は観測されなかった。 (3)層状流-スラグ流遷移はKelvin-Helmholtzの不安定性理論に基く波の増幅過程が主要因とされているが、TPTFの30気圧での実験結果は、Walltsらの実験式、三島らの理論式とよく合うことが明らかとなった。 内径87mm、6.4m長配管を、レデューサを介して設置して行った実験では、層状流-スラグ流遷移が、内径180mmと50mm以下の配管で得られた境界の中間の領域で生じることが明らかとなった。
藤井 照重*; 赤川 浩爾*; 石田 紀久; 長森 久行*; 橋本 和典*; 石塚 信
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.2 - 33, 1986/00
U字型クーラを有する単相自然循環ループ内の流れの動的挙動を簡易一次元非線型解析モデルにより解析した。モデルは、いくつかの集中パラメータモデルと遅れ時間からなり、自然循環速度の応答および各位置の温度変化を求めた。解析結果は実験結果と比較し良好な一致を得た。流れの安定性に対する安定限界タライテリアを求めることができた。その結果、このような手法により原子力船「むつ」の自然循環流の安定性等を評価することが可能となり、出力上昇試験方施方案書に反映させることができる。
田辺 文也; 村松 健; 渡辺 好夫*; 橋爪 光*; 福田 俊英*
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.6 - 41, 1986/00
2次元全炉心ヒート・アップ計算コードMUFLARを開発し、TMI-2炉心損傷挙動解析に適用した。 MUFLARコードは水位より上での水蒸気-水素混合気体の2次元流動を計算し、半径方向の熱輻射による燃料棒群間熱交換を計算するところに特徴がある。 構成モデルは広範な実験解析によって検証されたものに基づいている。TMI-2炉心損傷挙動解析の結果は、最近のTMI-2炉心検査の結果とよく一致している。 1次元コードSEFDANによる結果と比較すると、横方向の流れにより炉心損傷が半径方向に平均化されていることが分かった。
村尾 良夫; 井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.2 - 82, 1986/00
本報告は、コールドレグ注入型ECCS付PWRのLOCA時再冠水過程の主として炉心以外のシステム挙動に関する現行の安全評価解析手法を検討した結果と、より実際に近い解析を行うためのモデルの改良すべき点ならびに計算条件の変更すべき点について検討した結果とについて述べたものである。 主たる結論は次のとおりである。(1) 安全評価解析コード・WREMは安全余裕を持った予測を与える。 (2) より実際に近い解析を行うためには、(i)ECC注入口近傍での熱的非平衡性、(ii)圧力容器側破断コールドレグでの圧力損失、(iii)ダウンカマ、下部プレナムでの高さ方向の温度分布、ボルド率分布、(iv)上部プレナム内蓄水を考慮する必要がある。
浅香 英明; 刑部 真弘; 小泉 安郎; 田坂 完二
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.2 - 210, 1986/00
大型非定常試験装置(LSTF)によるPWR小破断冷却材喪失事故に関する総合実験の一環として、10%コールドレグ破断実験が行なわれた。これに関連して、RELAP5/MOD1およびMOD2コードによる実験前解析を実施した。MOD1の改良版であるMOD2は、2つの独立なエネルギー式を有することが大きな特徴となっている。 解析の結果、1次系圧力は両コードともに実験値とよく一致した。2次圧力はMOD1よりMOD2の方が改善された結果となった。これは、実験で観測されたSG U-tube内の加熱蒸気雰囲気をMOD2で予測できたことによる。U-tube内保有水量は、両コードともに実験値より大きく計算された。その結果、炉心部は水位が押し下げられ、実験では観測されなかったドライアウトが計算された。炉心水位は、MOD2で改善が見られるものの十分な結果ではなかった。今後も計算モデルの改良の余地のあることが示された。
平野 雅司; 渡辺 正; 田辺 文也; 秋元 正幸; 大崎 浩*; 井上 英明*; 加茂 英樹*; 鴻坂 厚夫
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.1 - 80, 1986/00
過渡2相流の予測には、構成式が重要であるという観点から、過渡2相流解析コードMINCSを用い、東芝ブローダウン実験解析を通してTRAC-PF1コードの気泡流様式における相間摩擦モデルを評価した。MINCSは、2速度2温度(2V2T)モデルのみならず、ドリフトブラックスモデルといった、より単純な2相流モデルを扱うことができる。本評価過程では、(i)TRACのモデルのMINCSへの組み込み、(ii)TRACコードによる結果との比較、(iii)MINCSによる、種々のドリフトフラックス相間式を用いた東芝実験解析、(iv)最適予測を与えるドリフトフラックス相間式の相間摩擦モデルへの拡張、(v)拡張したモデルのGEレベルスウェル実験解析への適用、を実施した。
秋元 正幸; 平野 雅司; 渡辺 正; 鴻坂 厚夫; 加茂 英樹*; 井上 英明*; 大崎 浩*
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.1 - 72, 1986/00
過渡二層流のモデルで最も重要な各種構成式を評価する計算コードMINCSの開発を行った。評価すべき構成式とそれに含まれる実験相関式は使用者によって入力データとして与えられる。構成式の評価では、関連する類似のモデルとの比較が重要であるので、本コードには2V2Tモデル等9種類のモデルが内蔵されている。各モデルに対応する保存式の数値解法に次のような特徴がある。2V2Tモデルから簡便なモデルへの移行は、2V2Tの差分式を基に行い、時間積分には完全陰解法を採用していることである。これらの方法によって、数値拡散等の数値誤差がモデルに依存しなくなり、安定な数値解が得られるので、構成式の精度評価が系統的にできる。