Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
小野 綾子; 岡本 薫*; 牧野 泰*; 細川 茂雄*; 吉田 啓之
Proceedings of Specialist Workshop on Advanced Instrumentation and Measurement Techniques for Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics and Severe Accidents (SWINTH-2024) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2024/06
原子力機構では、先進的な核熱連成解析コードの開発を進めている。連成解析コードでは、界面捕捉法に基づく詳細熱流動解析コード(JUPITER又はTPFIT)を採用し、燃料バンドル内の熱流動解析を行う。JUPITER/TPFITの妥当性確認のためには、燃料バンドル内の二相流に関する実験データや知見が必要である。本研究では、レーザードップラー流速計とフォトダイオードを組合せた気泡流計測手法を開発し、計測の妥当性については導電プローブを用いた計測により確認した。そして、模擬燃料集合体サブチャンネルなどの狭隘流路における気泡流計測に適用し、燃料バンドル内の気泡挙動および流速データを取得した。
4 simulated fuel bundle for validation of thermal-hydraulics simulation codes小野 綾子; 永武 拓; 上澤 伸一郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Proceedings of Specialist Workshop on Advanced Instrumentation and Measurement Techniques for Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics and Severe Accidents (SWINTH-2024) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2024/06
日本原子力研究開発機構(JAEA)では、軽水炉における核熱連成解析コードの開発を行っている。核熱連成コードに適用される熱流動解析コードには、中性子輸送計算に必要なボイド率分布を運転条件下で計算することが期待されているため、計算結果については高温高圧条件下でのボイド率分布データを用いて妥当性確認をする必要がある。そこで、原子力機構の高圧二相流実験ループに設置した44模擬燃料集合体内のボイド率分布について開発したワイヤメッシュセンサを用いて計測し、コード検証のためのデータを取得した。
相澤 康介; 植木 祥高*
Proceedings of Specialist Workshop on Advanced Instrumentation and Measurement Techniques for Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics and Severe Accidents (SWINTH-2024) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2024/06
ナトリウム冷却高速炉において異常事象を早期に検知することは安全性向上に寄与するものである。音響計測は応答性が良く、かつ異常発生箇所の物理量を計測点で取得できる特性を有しており、音響計測による異常検知技術の開発を進めている。本論文では、ナトリウム冷却高速炉に音響計測を適用する上での課題を整理するとともに、その課題への対策方針を検討し、かつ研究開発の状況を示す。