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神永 雅紀; 山本 和喜; 数土 幸夫
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, p.1815 - 1822, 1997/00
通常運転時において、下向流により炉心を冷却している研究用原子炉では、1次冷却材の流量が喪失した場合、炉心内で強制循環による下向流から自然循環による上昇流へと流れの向きの逆転が生ずる。このため、設計では原子炉停止後の補助ポンプ等による炉心冷却の必要性、流れが逆転する際の燃料の安全性を評価する上で流速零を含むCCFL条件下の限界熱流束(CHF)の検討が重要となる。著者らがこれまでに提案したCCFL条件下のCHF相関式は、保守的な評価をするために冷却材のサブクール度を考慮しなかった。本研究では、垂直矩形流路におけるCCFL条件下のCHFについて、CHFに及ぼす流路入口サブクール度及び軸方向出力分布の影響を既存の実験データに基づき定量的に評価し、新たな相関式を提案した。さらに、提案したCHF相関式を安全評価に適用した場合の具体例を解析結果と共に示し、これまでの評価の保守性を定量的に示した。
アキラ トーマス トクヒロ; 宮越 博幸; 木村 暢之
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, p.1712 - 1723, 1997/00
原子炉冷却材の炉心出口噴流の温度差により、炉心上部機能底面に熱サイクルが生じ、それによる構造材の熱疲労は重要な課題である。サーマルストライピング水流動試験装置を用いて3本の平行スリットから出る噴流のうち中心の噴流が低温である垂直噴流の混合を調査するために一連の試験を実施した。スリット幅は20mmでピッチは50mmである。噴流は3つの出口ノイズから大きなテストタンクへと流出する。実験では広範な温度及び 流速データの計測を行っているが、本報告では単一噴流と3噴流の流動を対象にし、主に超音波流速分布測定装置によって計測された流速データに限定した評価を行った。その結果、単一噴流試験データは、既往研究の結果と一致し、実験結果の一般性が示された。流速の変動成分(RMS)測定によると、3噴流において、混合領域では単一噴流と比較して20倍程度のRMS値となるが、完全に混合が発達した領域では単一噴流よりが小さ
土井 禎浩; 村松 壽晴
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, 0 Pages, 1997/00
高速増殖炉のスクラム過渡時に発生する温度成層化現象について、原型炉「もんじゅ」における40%出力定常時、および40%出力定常時からのスクラム過渡時の上部プレナム内軸方向温度分布を単相多次元解析コードAQUAにより解析した。測定結果と解析結果の比較から、定常時の温度分布は測定結果と解析結果で良く一致することを示した。また、過渡期の解析ではフローホール部の流量と内筒を超える流量を精度よく予測することが界面の挙動を評価するうえで重要であることを示した。
近藤 悟; Brear, D. J.; 飛田 吉春; 守田 幸路
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, p.1340 - 1348, 1997/00
本発表では、欧州機関との協力を活用して実施した高速炉安全解析コードSIMMER-IIIの検証計画の現在までの主要成果を報告する。第1期検証計画では、流体力学対流アルゴリズム、流動様式および運動量交換、熱伝達、溶解・固体、蒸発・凝縮の5分野主要モデルに対する系統的な検証問題(計34題)を研究した。報告ではSIMMER-IIIコ-ドの流体力学モデルを概括した後、各分野・モデルの検証研究の成果を述べる。全体成果として、SIMMER-IIIコ-ドは従来の手法に比べて高度化されたものであることが確認されたこと、本検証計画を通じて個別モデルの検証が進み総合的な多相流解析や実機安全評価に適用できる段階に達したこと、検証研究を通じて今後のモデル改良を含む研究についての有益な知見が得られたことを報告する。
飛田 吉春
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, p.1357 - 1364, 1997/00
本報告では、仏国SCARABE炉で行われたBF2試験データによるSIMMER-IIIコードの検証研究の成果を報告する。BF2試験では燃料単成分の沸騰プールが直径6cmのるつぼの中で形成された。SIMMER-IIIコードを用いてこの試験の解析を行いるつぼ壁面への熱流速分布、プール表面の位置とその振動挙動、カバーガス圧力、るつぼ表面に形成された燃料クラスト厚さなどを良く再現することを確認した。またこの研究では、SIMMER-IIIのモデルの検証のみならず、試験では計測できないボイド率の空間分布についても従来の物理モデルによる評価と同様の結果を得るとともに、プール内部の流動特性に関する新たな知見を得て、従来の研究では原因が明らかでなかったるつぼ温度変動のメカニズムを解明した。さらにパラメトリック解析により、プールの表面位置が上下に振動するメカニズムの検討を行った。
守田 幸路; 飛田 吉春; 近藤 悟; 野中 信之
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, p.1332 - 1339, 1997/00
本発表では、高速炉安全解析コードSIMMER-IIIにおいて開発された多成分多相流解析のための新技術を概説すると共に、炉心崩壊事故における遷移過程での重要現象への適用性に関して論議する。ここでは、遷移過程初期に過大な反応度の印加を招くことなく、かつ、再臨界を排除し得るために必要な燃料の炉心外への流出を達成する上で重要な2つの現象、(1)崩壊集合体における物質運動及び、(2)制御棒案内管からの燃料流出を対象としたSIMMMER-IIIコードによる解析結果を通して、本コードの実機条件下での適用性について報告する。