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荒木 政則; 中村 和幸; 鈴木 哲; 秋場 真人; 久手 幸徳*; 早田 喜穂*; 佐藤 浩一*
Fusion Technology 1996, 0, p.359 - 362, 1996/00
次期核融合実験炉、例えばITER等では、高熱伝導率を有するプラズマ対向機器材料が必要である。特に、ダイバータ耐熱保護タイルは熱特性のみならず、機械的特性に優れた構造が要求されている。このような要求を満たすために、3次元構造をもつ炭素繊維強化複合材が開発されてきた。しかしながら、これら複合材は一般的に多孔質でり、真空環境への適用性が問題視されている。そこで、従来他の分野で利用されているHIP法を適用することにより、高熱伝導・高強度特性を合せもつ3次元炭素繊維強化複合材の開発に成功した。さらに、構造を工夫することにより、従来問題となっていた熱膨張率が金属に近い、より核融合分野に適した3次元炭素繊維強化複合材も開発し、目下、接合試験や加熱試験により検証中である。
2D/3D解析グループ
JAERI 1336, 362 Pages, 1995/09
2D/3D計画は、PWRの大破断LOCA時の熱水力挙動の解明を目的として、日・米・独の国際協力の基で実施された。日本は、大規模試験装置(CCTF及びCSTF)により、再冠水挙動の解明を分担した。ドイツは、更に大規模な試験装置(UPTF)により、再冠水挙動に及ぼす装置規模の影響の解明を分担した。米国は、それぞれの試験装置へ新型二相流計測機器を貸与するとともに、解析コードTRACの予測性能の評価を分担した。本報告書は、2D/3D計画において各国が得た試験結果、及びコード評価結果に基づき、再冠水挙動を左右すると考えられる重要な熱水力的素現象についての評価結果をまとめたものである。本報告書では、特に、PWRの安全性と観点から重要な熱水力的素現象を対象とし、三国の討論の結果に基づいて記述された。
2D/3D解析グループ
JAERI 1335, 376 Pages, 1995/09
2D/3D計画は、PWRの大破断LOCA時の熱水力挙動の解明を目的として、日・米・独の国際協力の基で実施された。日本は、大規模試験装置(CCTF及びSCTF)により、再冠水挙動の解明を分担した。ドイツは、更に大規模な試験装置(UPTF)により、再冠水挙動に及ぼす装置規模の影響の解明を分担した。米国は、それぞれの試験装置へ新型二相流計測機器を貸与するとともに、解析コードTRACの予測性能の評価を分担した。本報告書は、2D/3D計画に基づき各国が得た試験結果、及びコード評価結果等を概観したものであり、三国の協力で作成された。本計画の成果に関するより詳細な報告書は、各国で個別に作成されている。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
Proc. of the 2nd Int. Conf. on Multiphase Flow 95-Kyoto, 0, p.P2_37 - P2_44, 1995/00
REFLA/TRACコードは軽水炉の想定事故時の熱水力学的挙動解析のために原研で開発を進めている最適予測コードである。円筒炉心試験データを用いて、PWR冷却材喪失事故再冠水期のシステム挙動に対する同コードの予測性能を評価した。その結果、REFLA/TRACコードにより、最高被覆管温度、炉心冷却挙動、炉心内蓄水挙動、1次系ループにおける圧力損失、蒸気発生器における熱伝達等の主要な物理現象を正しく予測できること、並びに、系圧力・炉心出力・LPCI流量及び被覆管初期温度のパラメータ効果を正しく再現できることを検証できた。REFLA/TRACコードによりPWR冷却材喪失事故再冠水期のシステム挙動を精度よく予測できる。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
Validation of Systems Transients Analysis Codes (FED-Vol. 223), 0, 8 Pages, 1995/00
REFLA/TRACコードは、軽水炉の仮想事故時の熱水力挙動の最適予測のために原研で開発を進めている解析コードである。本報告は、加圧水型原子炉の大破断冷却材喪失事故再冠水時の熱水力挙動を対象として、REFLA/TRACコードの予測性能を評価した結果をまとめたものである。小型再冠水試験、平板炉心試験及び円筒炉心試験の試験データを用いて系統的な評価計算を行った。計算結果と試験結果を比較し、スケール効果、被覆管材質、集合体形状、系圧力・炉心圧力・冠水速度等のパラメータ効果を妥当に再現でき、加圧水型原子炉の安全評価上最も重要なパラメータである被覆管最高温度を
50Kの誤差範囲で予測できることを確認した。一連の評価により、REFLA/TRACコードは加圧水型原子炉の再冠水時熱水力挙動を精度よく予測できることを検証できた。
大久保 努; 井口 正; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.839 - 849, 1994/08
被引用回数：1 パーセンタイル：26.96(Nuclear Science & Technology)PWRの再冠水時の状況として想定される条件下で実施されたCCTF試験の炉心熱伝達率が、安全評価において用いられてきたFLECHT相関式では適切に予測できないとの報告がこれまでになされている。この理由を検討するため、典型的なFLECHT-SET試験の条件の下でCCTF試験を実施した。両試験の結果を検討し、以下のことを明らかにした。FLECHT相関式はPWRで想定されている再冠水初期に蓄圧注水系から冷却水が供給される場合の炉心熱伝達率を適切に表現できず、実測値より遙かに小さな値を与える。FLECHT-SET試験での炉心熱伝達率は、CCTF試験でのものと類似で、両者ともこれまで使用してきた相関式で予測できる。更に、半径方向出力分布が存在する場合には、熱伝達に対するその効果が顕著に現れる大規模な炉心を有するCCTFでは、その効果を考慮することで熱伝達率を適切に予測できる。
大久保 努; 井口 正; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 91-227, 89 Pages, 1992/01
本報告書は、円筒第2次炉心試験C2-15(Run75)の評価報告書である。本試験は、CCTF及びFLECHT-SETによる再冠水実験の間に熱水力学的挙動の差が或るか否かを検討するために実施された。両試験の結果を検討して以下の結論が得られた。(1)両試験の条件の間には初期にいくつかの相違が見られたが、その影響は時間とともに小さくなった。(2)CCTF試験では、急峻な炉心半径方向出力分布により半径方向に熱伝達の差が現れたが、FLECHT-SETでは、平坦な出力分布のためそれが現れなかった。この熱伝達の差は、中央高さ位置では顕著であったがそれより上方では小さくなった。(3)上記の差が小さい炉心の上部領域では、両試験の熱伝達はほぼ同一であり既存の相関式により予測できた。(4)以上の事から両装置における炉心冷却は、同一の炉心境界条件と半径方向出力分布の下ではほぼ同一になると予想される。
井口 正; 須藤 高史; 岡部 一治*; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 91-174, 98 Pages, 1991/10
CCTFで低崩壊熱模擬(初期炉心出力7.1MW)の再冠水試験を行い、基準試験(同9.4MW)の結果と比較した。(1)低炉心出力試験での再冠水現象は基準試験での再冠水現象と定性的に殆ど等しかった。このことは、PWRの再冠水現象予測を行うに際し、基準試験結果を基礎にして開発した再冠水物理モデルを、少なくとも初期炉心出力7.1MWの条件まで拡張して使用することに問題はないことを示す。(2)一方、定量的には次のような低炉心出力の影響が見られた。再冠水初期には炉心冠水速度、炉心内熱伝達率ともに炉心出力にはほとんど影響されない。再冠水中期以降では、炉心冠水速度は炉心出力にほとんど影響されず、一方熱伝達率は低炉心出力ほど大きくなる。(3)低炉心出力で炉心冷却がよいため、炉心安全性は高まる。(4)炉心冠水速度が炉心出力に殆ど影響されないことは、REFLAコードによる模擬計算でも確認した。
井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 91-173, 94 Pages, 1991/10
CCTFにより高圧条件(0.42MPa)の再冠水試験を行い、基準試験(圧力0.2MPa)の結果と比較した。(1)高圧試験での再冠水現象は基準試験での再冠水現象と定性的に殆ど等しかった。このことは、PWRの再冠水現象予測を行うに際し、基準試験結果を基礎にして開発した再冠水物理モデルを少なくとも圧力0.42MPaの条件まで拡張して使用することに問題はないことを示す。(2)一方、定量的には以下のような高圧力の影響が見られた。炉心冷却はよく蒸気発生量は多い。しかし、蒸気密度は大きいため蒸気流速は逆に小さい。このため、蒸気のループを通っての排出は容易でいわゆる蒸気閉塞効果は小さく、また、炉心内の蓄水量は多い。従って、炉心冠水速度は大きい。炉心冷却がよいため、最高炉心温度は低く、最終クエンチは早く、炉心安全性は高まる。この結果は、従来0.3MPaまでの圧力範囲で見出されていた結果と等しい。
井口 正; 榊 勲*; 岩村 公道; 秋本 肇; 大久保 努; 大貫 晃; 安達 公道*; 村尾 良夫
JAERI-M 91-172, 154 Pages, 1991/10
複合注水型ECCSを備えたPWRのLOCA時に重要な、炉心と上部プレナムとの境界における対向流制御(CCFL)現象を解明するために、平板第3次試験装置(SCTF-III)により試験を行った。試験では炉心に蒸気を注入して上昇蒸気流を形成し、上部プレナムに注水してCCFLを起こさせた。試験の結果、大規模の実半径炉心では、上部プレナムから炉心への落水は一様ではなく局所的に生じ、他の領域を蒸気が集中して上昇することが分かった。また、落水は上部プレナム内の水温の低い位置で生じ、落水面積は蒸気流量の減少に伴い増加した。典型的なPWRの条件に対しては、落水面積比は約20%だった。このときの落水流量は、小規模試験結果と同様に低水温ほどまた小蒸気流量ほど増加するものの、その値は落水と上昇蒸気の領域分離のため小規模試験結果からの予測値に比べて約10倍になることが分かった。
大久保 努; 井口 正; 岩村 公道; 秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道*; 村尾 良夫
JAERI-M 91-104, 108 Pages, 1991/07
複合注水型緊急炉心冷却系(ECCS)を備えたドイツ型加圧水型原子炉に於ける冷却材喪失事故時の再冠水過程中に、ホットレグに注入されたECC水が各ループから交互に上部プレナムに供給される場合に於けるブレークスルー及び炉心冷却挙動を平板炉心試験装置(SCTF)第3次炉心を用いて検討した。本試験では、サブクールECC水をバンドル7と8及びバンドル3と4の上方の上部炉心板直上に交互に供給した。試験データの検討から、(1)1つの期間を除いて、交互に行われたECC水の供給と呼応してブレークスルーが2ヶ所で交互に発生した。(2)クエンチ時期の近くを除いて、炉心の冷却はECC水の供給が連続的又は間欠的な場合とほぼ同じであった。(3)クエンチ時期の近くでは、ECC水の供給が連続的又は間欠的な場合と比較して炉心冷却がやや劣化していた。等の点が明らかとなった。
岩村 公道; 刑部 真弘*; 数土 幸夫; 傍島 眞; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道*; 村尾 良夫
JAERI-M 91-093, 89 Pages, 1991/06
PWR大破断LOCA時再冠水過程の熱水力学的挙動に及ぼす半径方向出力分布の効果を、平板炉心試験装置(SCTF)を用いて調べた。実際のPWRでは周辺バンドルでは中心バンドルよりも出力が低くなっているので、半径方向出力分布に起因するいわゆるチムニー効果のため、高出力バンドルでの冷却を促進することが期待される。SCTFはPWRの半径方向長さを模擬しており、半径方向出力分布効果が調べられる。SCTF第1次炉心における4種類の強制注入試験(S1-01,S1-06,S1-08,S1-11)の試験結果より、以下の点が明らかになった。1)半径方向出力分布により炉心内に二次元的な流れが生じた。横流れの方向はクエントフロント上方では中心の高出力部より周辺の低出力部に向い、クエントフロントの下方では横流れ方向が逆転した。2)総出力が同一の場合の最高出力バンドルにおいては、より急峻な出力分布の方が平坦出力分布の場合より熱伝達率は大きくなる。
大貫 晃; 安達 公道*; 岩村 公道; 井口 正; 阿部 豊; 村尾 良夫
JAERI-M 91-033, 68 Pages, 1991/03
平板炉心試験装置(SCTF)を使った今までの実験的研究により、PWR-LOCA時再冠水過程における高出力バンドルでの熱伝達促進に対する物理的な機構として、高出力バンドルでの液上昇流量が低出力バンドルでのそれより高くなるという機構が考えられる。本報ではこの考えに基づく物理モデルを開発する一環として、半径方向出力分布による熱伝達促進の程度と液上昇流量の増加量との定量的な関係を評価した。評価方法としては、炉心内の二次元的な流動が無視できる半径方向の出力分布が平坦であり、LPCI期の流量の異なる二つの試験結果より熱伝達の増加の程度を評価し、以前に行った半径方向出力比の存在による熱伝達促進の程度とを比較する方法をとった。二つの試験の流量の比はほぼ2であった。この二つの試験での熱伝達率の増加の程度は、半径方向のピーク出力の比が1.065の場合の熱伝達促進の程度とほぼ同程度であることがわかった。
大貫 晃; 傍島 眞; 岩村 公道; 安達 公道*; 大久保 努; 阿部 豊; 村尾 良夫
JAERI-M 91-001, 125 Pages, 1991/02
平板炉心試験では、圧力や炉心入口サブクーリングといったパラメータの効果を調べる際、ECC水注入方法として強制冠水モードを採用している。これは、実炉でのコールドレグ注入の重力冠水モードではパラメータの変化により炉心境界条件が変化するためである。しかしながら、強制冠水モードのかたいシステムは圧力容器内の熱水力学的挙動に影響を及ぼすことが考えられ、強制冠水モードの妥当性を確かめる必要があった。そこで本報ではECC水注入モードの違いによる効果を、重力冠水試験及び強制冠水試験のデータの比較及びREFLAコードによる解析により明らかにした。主な結論として、炉心境界条件が両注入モードで同等であれば、モードの違いは2次元挙動を含む圧力容器内の熱水力学的挙動に影響しないことがわかった。
大貫 晃; 岩村 公道; 阿部 豊; 安達 公道*; 村尾 良夫
JAERI-M 90-236, 76 Pages, 1991/01
PWR-LOCA時再冠水過程での炉心入口サブクール度は、コールドレグでの凝縮の程度、ダウンカマ壁からの入熱の程度及び下部プレナム残存水の水温の違いにより影響をうけ、サブクール度の違いが圧力容器内における二次元挙動を含む熱水力学的挙動に影響を及ぼすことが考えられる。本報告書では、SCTF第2次炉心重力冠水試験の結果を用い、圧力容器内における二次元挙動を含む熱水力学的挙動に対する炉心入口サブクール度の違いの効果を調べた。主な結論として、(1)サブクール度が高いほど、炉心内や上部プレナム内の蓄水量は多くなり、炉心冷却は促進された。この傾向はクエンチ速度の違い及び発生蒸気量の違いにより説明できる。(2)圧力容器内における二次元熱水力学挙動(ボイド率や熱伝達率の半径方向の差等)に及ぼすサブクール度の違いの効果はほとんどなかった。
安達 公道*; 岩村 公道; 傍島 眞; 大貫 晃; 阿部 豊; 村尾 良夫
JAERI-M 90-130, 77 Pages, 1990/08
平板炉心試験装置(SCTF)は、PWR-LOCA時の、主として再冠水過程における炉心内の2次元的な熱水力学的挙動を解明することを目的として建設された。SCTF試験計画では3体の模擬炉心を使用する予定であり、それぞれの炉心の設計が少しづつ異なるので、異なる炉心を用いて得た試験データを直接比較して良いかどうかを再現性試験によって明らかにしておく必要がある。本報では、共に強制冠水条件下で行われた、第2次炉心使用の試験S2-13(Run618)と第1次炉心使用の試験S1-05(Run511)とのデータの比較を行なった。システムの熱水力学的挙動においても、炉心の2次元挙動においても、これらの2つの試験はきわめて類似のものであった。しかし、被覆管温度が最高値に達した後の時間帯において、上部プレナムの蓄水挙動や、炉心下部から上方へのクエンチフロントの進行状況等の2次元的な炉心冷却挙動に有意な違いが見られた。
安達 公道; 岩村 公道; 傍島 眞; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊; 村尾 良夫
JAERI-M 90-129, 179 Pages, 1990/08
本報告書では、一定系圧力条件下で行われた平板炉心試験装置(SCTF)第1次炉心コールドレグ注入再冠水試験S1-14(Run520)、S1-15(521)、S1-16(522)、S1-17(523)、S1-20(530)、S1-21(531)、S1-23(536)、S1-24(537)において観察されたシステム挙動について紹介する。主な検討項目は、(1)蒸気バインィディング、(2)U字管振動、(3)ECC水のバイパス、(4)炉心冷却挙動、(5)ベント弁の効果、および(6)試験パラメータの影響である。ここに紹介する結果は、再冠水挙動について極めて有用な情報や示唆を与えるものである。
秋本 肇; 阿部 豊; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-M 90-122, 36 Pages, 1990/08
TRAC-PF1/MOD2コードでは、燃料棒内の温度分布計算のために、2次元非定常熱伝導方程式が差分法により解かれる。差分法として一部に陽解法が用いられているため、小さなノード分割を用いる計算では、安定な解を得るためには小さなタイムステップサイズを用いる必要があり、多大な計算時間を必要としていた。大きなタイムステップサイズでも安定に計算できるようにするために、二次元非定常熱伝導方程式の陰解法ルーチンを、TRAC-PF1/MOD2コードに組み込んだ。陰解放ルーチンを組み込んだ修正版とオリジナル版を用い評価計算を行なった。解析解並びにオリジナルのTRAC-PF1/MOD2コードの結果との比較により、今回整備した陰解法ルーチンが信頼できるものであり、TRAC-PF1/MOD2コードに正しく組み込まれていることを確認した。陰解法ルーチンの組み込みにより、ノード分割が0.1mm以下にしても効率よく燃料棒内の温度分布を計算できようになった。
安達 公道; 岩村 公道; 傍島 眞; 大貫 晃; 阿部 豊; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 90-107, 146 Pages, 1990/07
平板炉心試験装置(SCTF)第1次炉心コールドレグ注入試験シリーズにおいては、蓄圧注入系注入期間中およびその後のある時間にわたって、炉心とダウンカマの間でU字管振動が観察された。また、同時期に、非常に良好な炉心冷却が観察された。これら2種類の現象の間には、何らかの関連があるものと思われる。U字管振動は、蓄圧注入から低圧注入への切換え時における炉心条件に大きな不確実性を与える。この切り換え時炉心条件は、炉心2次元熱水力挙動が主として発達する低圧注入期間に対する初期条件となるものであるから、平板2次炉心コールドレグ注入パラメトリック試験の主要な試験からは、上記U字管振動を除去することが望ましい。そこで、検収試験S2-AC1(Run 601)、S2-AC2(Run 602)及びS2-AC3(603)を実施することにより、U字管振動を除去する適当な試験手法を開発した。
秋本 肇; 岡部 一治*; 傍島 眞; 阿部 豊; 岩村 公道; 大貫 晃; 大久保 努; 安達 公道*; 村尾 良夫
JAERI-M 90-106, 101 Pages, 1990/07
被覆管初期温度が低い時の再冠水挙動を調べるために初期温度を573Kとした試験(試験名S2-09)を平板第2次炉心試験装置(SCTF)を用いて行なった。同試験では初期温度以外の条件は基準試験S2-SH1(初期温度1073K)と同一に設定した。両試験の比較検討の結果から、初期温度が低くなることにより、(1)炉心内の蒸気発生量及び一次系ループ差圧が小さくなること(2)ターンアラウンド温度は低く、温度上昇量は大きく、クエンチ速度は速くなること等がわかった。試験S2-09と同様に被覆管初期温度が低い条件で実施された円筒炉心試験装置(CCTF)による試験(試験名C2-12)では周期が50秒程度の流動振動が報告されている。試験S2-09では、初期温度が低い条件であったが、円筒炉心試験C2-12でみられたような流動振動はみられなかった。この相異は、CCTFと異なり、SCTFでは発熱源としての蒸気発生器が模擬されていないことに起因すると考えられる。
