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小森 芳廣; 大島 邦男; 神永 雅紀; 石塚 悦男; 桜井 文雄; 数土 幸夫; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-097, 61 Pages, 1992/07
JMTR燃料の濃縮度低減化に伴う安全解析に使用するDNB相関式について、検討を行った。安全解析に使用するDNB相関式の検討においては、想定される熱水力条件への適用性を確認すると共に、考慮すべき安全余裕を適切に評価することが重要である。このため、JMTR燃料要素の矩形冷却水流路を模擬した実験装置を製作し、圧力1~13kg/cm
abs,流速0~4.4m/sの範囲でDNB熱流束を測定した。実験データと既存のDNB相関式とを比較した結果、JMTR安全解析で使用するDNB相関式としてはSudoの式が最適であることが明らかとなった。なお、同相関式のうちの高流量に対する式については、圧力の効果を考慮して一部補正した。その相関式と実験データとの誤差を検討した結果、最小DNBRの許容限界値としては、1.5が適当であるとの結論を得た。
岩村 公道; 大久保 努; 新谷 文将; 村尾 良夫
Subchannel Analysis in Nuclear Reactors, p.281 - 301, 1992/00
三角配列7本ロッドテスト部を用いた定常及び非定常条件下での限界熱流束(CHF)実験における局所流動条件を求めるため、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-Iを使用した。局所流動条件計算結果をKfKのCHF相関式に適用することにより、定常CHFの発生を10%以内の精度で予測することができた。流量低下、出力上昇、あるいは流量と出力の同時変化条件下での非定常CHF発生も、本手法により定常実験と同程度の精度で予測することができた。本予測手法を扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)の定常運転時及び熱的に最も厳しい一次冷却材ポンプ軸固着事故時のDNB解析に適用した結果、いずれの場合にも最小DNBRは安全基準値を十分上回っており、本高転換軽水炉は十分大きな熱的安全余裕を有することが分かった。
小森 芳廣; 神永 雅紀; 桜井 文雄; 安藤 弘栄; 数土 幸夫; 斎藤 実; 二村 嘉明
Proc. of the Asian Symp. on Research Reactor, p.1 - 8, 1991/00
JMTRの低濃縮化のための準備が現在進められており、これに係る低濃縮炉心の安全評価を実施した。安全評価の中で使用するDNB熱流束相関式について見直しを行うため、JMTR燃料要素の冷却水のチャンネルを模擬した実験装置を製作し、JMTRの圧力及び流量条件下におけるDNB熱流束を測定した。実験装置の製作に際しては、冷却水チャンネルの形状及び等価直径、加熱部の長さ等、熱水力上重要なパラメータが実際の燃料要素とほぼ等しくなるようにした。測定結果と既存のDNB熱流束相関式を評価した結果、Sudoの式が最も良く合うことが分かった。同式のうちの高流量域については、圧力効果を考慮するためにサブクール度を含む因子を加えて補正した。Sudoの式による予測値と測定結果を比較した結果、DNBRの許容限界値としては1.5とすることが適当であるとの結論が得られた。
1.0m,P/D:1.1261.2,ロッド数:47岩村 公道; 大久保 努; 末村 高幸*; 平賀 富士夫; 村尾 良夫
JAERI-M 90-044, 158 Pages, 1990/03
高転換軽水炉の熱水力学的成立性研究の一環として、4本または7本ロッドからなる三角配列稠密格子バンドルでの定常及び流量低下非定常時の限界熱流束(CHF)実験を実施した。テスト部形状は、ロッド外径9.5mm、P/D:1.21.126、発熱長さ:0.5~1.0mである。定常実験条件の範囲は、圧力:1.03.9MPa、質量速度:460~4270kg/s・m、出口クオリティ:0.020.35である。サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1により求めた局所流動条件をCHF相関式の評価に用いた結果、定常CHFデータに関してはKfK相関式が20%以内で一致した。一方、WSC-2、EPRI-B&W、EPRI-Columbia及びKattoの相関式については、データとの一致は良好ではなかった。流量低下時には、流速減少率が6%/s以下では、過渡時と定常時のDNB発生条件に差は認められなかったが、流速減少率がさらに大きくなると、定常実験から予測されるDNB発生条件に達するよりも速くDNBに至る傾向が認められた。
