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堺 公明; 山野 秀将; 田中 正暁; 小野 綾子; 大島 宏之; 金子 哲也*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 岩本 幸治*; et al.
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2013/05
流動励起振動評価手法の開発は、手法の検証に旋回流と偏流条件を含む高レイノルズ数条件の個別効果実験データ利用できるというマイルストーンに達した。一方、技術基準はナトリウム冷却高速炉の設計者向けに文書化することが好ましい。このような背景から、JSFRホットレグ配管の流動励起振動設計ガイドラインが文書化された。本論文では主要な個別効果実験に基づいた流動励起振動設計手法ガイドラインとガイドラインの補足的な解釈も記述する。
山野 秀将; 堺 公明; 栗坂 健一
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2013/05
本研究は、自然循環除熱の受動安全機能の破損確率評価手法開発を目的として行われた。現象同定ランキングテーブルを用いた失敗要因同定に続き、本論文は1次系原子炉補助冷却系喪失を想定し1冷却の直接炉心補助冷却系のみが作動した場合の自然循環冷却機能の失敗確率を算定する。失敗確率は冷却材バウンダリ温度の安全性の判断基準を上回るものとして求めた。代表ケースの失敗確率は非常に低く自然循環による崩壊熱除去機能が非常に信頼性の高いことを示した。
竹田 武司; 大津 巌; 中村 秀夫
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2013/05
An OECD/NEA ROSA-2 Project experiment was conducted with the LSTF simulating a PWR hot leg small-break LOCA with a break size equivalent to 1.5% cold leg break under an assumption of total failure of HPI system as a counterpart to PKL-2 Project test. Major test objectives are to clarify responses of CETs versus cladding surface temperature at both of high- and low-pressure conditions corresponding to the pressure range of LSTF and PKL. Core uncovery took place in both phases with no reflux condensate. The observed peak temperature in the core was higher in the low-pressure phase because of longer core uncovery duration though core power and primary pressure were lower than in the high-pressure phase. One-dimensional representation of the core by RELAP5/MOD3.2.1.2 code indicated a limitation in the accuracy of CET responses. The lack in the multi-dimensional steam flow representation had a difficulty in the correct prediction of the peak steam temperature at the core exit.
中村 秀夫; 竹田 武司; 佐藤 聡; 石垣 将宏; 安部 諭; Irwanto, D.
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 21 Pages, 2013/05
The OECD ROSA and ROSA-2 joint research projects have performed 19 LSTF experiments to simulate 9 subjects on reactor accidents and abnormal transients. Detailed data were obtained to well understand the accident phenomena, which is suitable for V and V of both 1-D best estimate (BE) safety analysis codes and 3-D CFD codes. The research subjects and test conditions were defined with participants from 15 NEA member and non-member countries to well represent such accident phenomena as multi-dimensional, multi-phase, parallel channel flows under influences of non-condensable gas within world largest LSTF under full-pressure conditions. New activity was done in the ROSA-2 Project such as blind analysis and counterpart testing with the OECD PKL-2 Project to clarify and solve issues in the utilization of the BE and CFD codes. Major outcomes from such ROSA and ROSA-2 Projects are discussed through selected three types of subjects. Remaining issues are pointed-out as well.
伊藤 啓; 江連 俊樹; 大野 修司; 上出 英樹
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/05
自由表面渦によるガス巻込み現象は、ナトリウム冷却高速炉の研究において重要な課題の1つである。本研究では、気泡巻込みタイプのガス巻込み現象に対して、過去のさまざまな実験結果を統一的に評価できるモデルを提案する。本評価モデルは、ガスコア先端における力学的釣合い条件式と、自由表面渦の特性半径に対する臨界ガスコア長さの比を表す式から成る。モデルの検証として、Baum実験等を対象とした評価を行い、実験結果と整合する評価結果(ガス巻込み発生条件)が得られることを確認する。
石田 真也; 佐藤 一憲
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/05
Axial fuel expansion introduces negative reactivity and provides an inherently safe mechanism promptly responding the fuel heat-up; therefore it plays a key role in IP sequence. For the validation of the axial fuel expansion model with a computer code SAS4A, the analytical results were compared with the CABRI experimental data. It was firstly confirmed that the SAS4A model with a standard option for axial fuel expansion resulted in somewhat overestimation of fuel expansion for some experiments, which is caused by the particular axial gap enhanced during the preparation of the CABRI experiments. Although this effect is not expected in the real accident condition, one can get rid of this uncertainty introducing a conservative approach in which the cladding restricts the fuel column expansion. Secondly, this alternative option for fuel expansion model was adopted and it was confirmed that this method could give reasonable fuel expansion with a sufficiently conservative characteristic.
江連 俊樹; 伊藤 啓; 木村 暢之; 小野島 貴光; 上出 英樹; 亀山 祐理*
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2013/05
液中渦キャビテーションついて、流体の粘性が発生に与える影響を明らかにするため、円筒の水体系における実験研究を実施した。水の動粘性及び吸込み管流速をパラメータとして数条件変化させ、流速鉛直及び水平断面における流速分布を把握した。試験の結果、フローパターンや、渦周囲の循環の大きさなど渦構造について把握するとともに、容器底面から吸込みノズルへ向けて渦が発達する過程を明らかにした。これらの結果を液中渦キャビテーション発生条件の整理に反映した。
岩澤 譲*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 黒田 泰平*; 松尾 英治*; 海老原 健一; 坂場 弘*; 小山 和也*; 伊藤 和宏*; 成合 英樹*
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2013/05
高速増殖炉の安全な設計において、炉心崩壊事故が起きることを想定した場合、ナトリウム冷却材による炉心溶融物の固化及び除熱が強く要求される。溶融物ジェットの固化挙動を評価するには、炉心溶融物と冷却材との相互作用を詳細に理解する必要がある。本研究では、炉心溶融物を模擬した溶融金属及び透明流体を、冷却材を模擬した水に射出した実験において、両模擬部物質のジェットブレイクアップ挙動を高速度ビデオカメラで観察し、既存の理論との比較した。さらに、二相流体格子ボルツマン法を用いた液体ジェットのシミュレーションにより定性的なジェット挙動を再現した。