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濱田 一弥; 加藤 崇; 河野 勝己; 原 英治*; 安藤 俊就; 辻 博史; 奥野 清; Zanino, L.*; Savoldi, L.*
AIP Conference Proceedings 613, p.407 - 414, 2002/00
国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動の一環として、中心ソレノイド(CS)モデル・コイルが日本,欧州,ロシア及び米国の国際協力により、製作され、性能試験が行われた。CSモデル・コイルは、強制冷却型ケーブル・イン・コンジット導体を採用しており、導体内部に4.5Kの超臨界ヘリウムを流して冷却する。導体の圧力損失を調べることは、コイルの熱的な性能及び冷凍機の負荷の観点から、極めて重要である。今回CSモデル・コイルの実験において、ITER実機規模の超伝導導体として初めて、4.5Kの超臨界圧ヘリウムによって圧力損失特性が測定されたので、その結果について報告する。
石山 新太郎; 武藤 康; 緒方 寛*; 上戸 好美*
日本原子力学会誌, 43(7), p.708 - 717, 2001/07
被引用回数：3 パーセンタイル：27.07(Nuclear Science & Technology)フィン高さ
厚さオフセット長ピッチ,1.2mm0.2mm5.0mm1.6mmの超微細フィンを用いて試作した超細密プレートフィン式熱交換器コア部(=縦横長さ,100mm100mm100mm)の伝熱/流動特性試験を実施し、供試熱交換器の伝熱特性及び圧力損失特性を把握した。その結果、下記結論が得られた。(1)Wietingの予測式と比較して熱伝達率は10%~13%,圧力損失特性は0%~27%それぞれ低い値となった。(2)試験データの解析より、高精度伝熱/流動実験式を導出した。この実験式により実験データは、熱伝導率は90%のデータで偏差
5%,摩擦損失係数は85%でデータが偏差5%で整理することができる。
柴本 泰照; 久木田 豊*; 与能本 泰介; 安濃田 良成
Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-2), p.374 - 380, 2000/00
原研で実施されたROSA/AP600実験において、静的余熱除去系作動後にコールドレグ内で最大温度差約150Kの顕著な温度成層が観察された。本報では、大気圧装置の実験を行い、このような成層形成時(流動冷水に対向して侵入する熱水の挙動)についての実験及び解析結果を報告する。実験では、実機相当の密度差を模擬するために、作動流体に飽和塩水と淡水を使用した。解析では、一次元運動量バランスを仮定したモデルを提案し、実験データ及び文献値との比較によりその妥当性を検証した。その結果、侵入速度が遅い領域では壁面及び密度界面の摩擦効果を考慮する必要があることを示した。またトタールの侵入流量については、自由界面の不安定性発生条件により説明できることを示した。
伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 辻 義之*
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 1, p.40 - 47, 1997/00
幅0.1m、高さ0.19m、長さ12mの矩形ダクトを用いて水-空気二相流実験を行い、水平波状流における流れ方向の気液界面摩擦および界面波の性質の変化を評価した。実験条件は水の見かけ流速をj
=0.3m/sで一定に保ち、気相見かけ流速をj
=4.2~6.8m/sまで変化させた。気液界面せん断応力は水位、気相圧力、気相壁面せん断応力の測定値を気相の運動量方程式に代入することにより評価した。気液界面摩擦係数は界面波の存在により、試験部入口付近においても滑面よりも大きな値を示した。試験部入口では、気液相対速度がスラグ流遷移領域に近づくため、気液界面が不安定になり界面波が急速に形成される。また、jが大きい場合には、エントレイメントにより界面波の流れ方向の成長は抑制される。これらの要因は、気液界面摩擦係数の流れ方向の変化に影響を及ぼすことがわかった。
伊藤 和宏*; 辻 義之*; 玉置 昌義*; 中村 秀夫; 近藤 昌也; 久木田 豊
日本原子力学会誌, 39(8), p.669 - 680, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)水平水-空気波状流における気液界面せん断応力を実験的に評価した。実験では、高さ0.7m、長さ12mの矩形ダクトにおいて水の見かけ流速を0.3m/s一定とし、空気の見かけ流速を4.2~6.8m/sに変化させた。水面にh界面波が生じ、その振幅は空気流量又は入口からの距離と共に増加した。プレストン管法を用いて測定した気相部壁面摩擦係数は、この界面波の影響によって滑面に対するBlasius式の予測値と異なったが、その差は30%であった。気液界面せん断応力は、壁面せん断応力、圧力勾配、水位及び水位勾配の各計測値を気相の運動量式に代入することで評価した。その結果、気液界面せん断応力は界面波の振幅と共に増加し、気液界面摩擦係数のBlasius式の予測値との比は4~10であった。この比は空気の見かけ流速と入口からの距離に比例して増加した。
中村 秀夫
JAERI-Research 96-022, 135 Pages, 1996/05
JAERI-Research-96-022.pdf:3.86MB
本研究は、軽水炉事故時の気液二相流挙動予測を高精度化するため、水平二相流でのスラグ流の発生条件と関連素過程に対し、従来の小規模、低圧力での実験に基づく予測モデルの改良、又は相関式を新たに作成し、実規模流動への拡張を試みたものである。このため、TPTF蒸気/水試験装置と水平矩形ダクト空気/水試験装置の2つの実規模装置を用い、流動の模擬と可視化観察を行った。その結果、蒸気/水二相流でのスラグ流及び波状噴霧流への遷移境界を良く予測する為、改良Taitel-Duklerモデル、気液界面摩擦係数の実験式、改良Steen-Wallis相関式等が得られた。さらに、これらの改良モデルや相関式を連係して用いると、本研究での実験条件範囲内ではあるが、スラグ流が生じる流量範囲を、発生条件の流路高と系圧力への依存性と共に良く予測できることを確認した。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.868 - 879, 1995/09
被引用回数：4 パーセンタイル：43.23(Nuclear Science & Technology)LOCA時の1次系内冷却材分布は、水平配管内の流動様式に依存する。特に、波状流からスラグ流への遷移は、界面波が気送流れを塞ぐ液スラグに成長する結果生じ、界面摩擦や流路の圧力損失の増加を伴うため、その予測は重要である。ところが、スラグ流遷移の予測には、波状流での水位予測が必要であるものの、予測に必要な気液界面摩擦係数は、スラグ流遷移時のような液深の深い波状流(ボイド率
~0.6)でのデータや予測式が大変少なく、壁摩擦係数などで代用されることが多い。そこで、TPTF装置の水平円管テスト部(直径87及び180mm)を用いた、高圧(3-9MPa)の水/蒸気二相流実験を行い、スラグ流遷移境界近傍の波状流について調べ、界面摩擦係数を与える実験式を求めた。実験式はKelvin-Helmholtzの界面不安定性理論に基づくパラメータで構成され、TPTF実験結果での配管口径及び圧力依存性をよく表すことができる。
秋本 肇; 阿部 豊*; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-Data/Code 94-006, 40 Pages, 1994/07
JAERI-Data-Code-94-006.pdf:1.26MB
PWRプラント内の熱水力挙動の解析では、各部の圧力バランスにより流体の流れ方向が決定されるため、各部の圧力損失を正しく予測することが重要である。TRAC/PF1/MOD1コードによる圧力損失計算の予測精度を改良するために、壁面剪断力の気液への配分方法の改良、壁面剪断力相関式へのBaroczy相関の導入、および流路の拡大/縮小部における運動量保存式の差分方法の改良を行った。単管実験による圧力損失データ、Marviken臨界流試験データ、および円筒炉心試験で得られた破断コールドレグにおける圧力損失データを用いて予測性能を評価した結果、上述の改良により、TRAC-PF1コードでみられた原相関式とコードによる計算結果の不一致、拡大/縮小部における数値的原因による大きな圧力損失の評価誤差がなくなること、TRAC-PF1コードに比べて格段に精度よく圧力損失を予測できることを確認した。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(3), p.223 - 232, 1992/03
PWRホットレグでの気液対向流制限に対する二流体モデルコードのための界面せん断力モデルを、大貫らによる対向層状流での界面せん断力モデルをベースに開発した。まず、定常の包絡線モデルにより検証された大貫らのモデルが二流体モデルコードによる動的な計算において有効に機能するか否かを、代表的な二流体モデルコードであるTRAC-PF1/MOD1を使い解析した。その結果、大貫らのモデルはホットレグ内スラグ流での適切な界面せん断力モデルと組み合わせる必要のあることがわかった。ホットレグベンド部でのモデル及びホットレグ水平管内でのまき波領域に対するモデルをスラグ流モデルとして提案した。種々のスケール、圧力及び流体の種類(内径:0.025-0.75m、圧力:0.1-7.1MPa、空気-水または蒸気-水)のもとでの実験データにより本モデルを検証し、本モデルの有効性を確認した。
大貫 晃; 安達 公道; 村尾 良夫
Nucl.Eng.Des., 107, p.283 - 294, 1988/00
被引用回数：65 パーセンタイル：97.64(Nuclear Science & Technology)傾斜管付き水平管内気液(水/空気及び蒸気/飽和水)対向二相流制限(CCFL)に対する流路寸法の効果を調べた。本形状は加圧水型炉のホットレグを模擬している。 従来の実験相関式では、実寸規模(内径0.75m)のデータを予測できなかった。小型実験での流動観察により解析モデルを導出し、種々の圧力での種々の寸法の実験にあてはめ寸法効果を評価した。 小型実験での評価より、主要な対向流制限の存在する領域が、傾斜管の長さが長いほどベンド部側水平管内から傾斜側へシフトすることがわかった。 このシフトの程度は、より大きな内径の流路では小さくなった。高圧の場合にも、シフトが生じることが推定された。
岡崎 元昭
Bull.JSME, 26(191), p.823 - 833, 1981/00
前報で、小笠原の実験データとの比較によって求められた、相変化のある加速二相流の壁摩擦ならびに相間摩擦の係数を、さらに高圧あるいは高クオリティ領域の二相流の解析にも応用し、実験値との比較によってその適用性が良いことを示す。また、縮小拡大流路における解析も行ない、そこから一般的な二相臨界流発生条件を追求し、|dp/dz|
であるべきことを導いた。そして、その妥当性を基礎式を連立して得られる解について確認すると共に、臨界流発生条件における二相流れの変数間の関係を導いた。その結果から、臨界流発生点における圧力、クオリティが与えられると二相臨界流量が定まるというこれまでの説は誤りであり、臨界流に至る流れの履歴が関係することを明らかにした。さらに、これまでの理論の誤りの原因となっている点を明らかにした。
岡崎 元昭
Bull.JSME, 23(178), p.536 - 544, 1980/00
高圧貯槽から等断面流路を通って減圧加速しながら流れる気液二相流が管路出口で臨界流となって低圧空間へ放出されるまでの二相流の解析を、熱力学的相平衡を伴なう相変化,管壁摩擦ならびに気液の相度差による相間摩擦とエントロピ増大を考慮に入れて求める方法を示す。解析例としては、蒸気-水による小笠原の実験条件で行ない実験値と比較した。その結果、実験で測定された管路に沿う圧力変化ならびに臨界流量について良い一致を見た。圧力変化については、特に管路出口近傍での圧力急変化部分について良い一致を見た。また、本報による解析から、二相臨界流発生点における流れの変数は、その点における圧力,クオリティのみによっては定まらず、そこにいたる流れの履歴が影響することが示唆された。
岡崎 元昭
日本機械学会論文集,B, 46(409), p.1797 - 1814, 1980/00
前報で、小笠原の実験データとの比較によって求められた、相変化のある加速二相流の壁摩擦ならびに相間摩擦の係数を、さらに高圧あるいは高クオリティ領域の二相流の解析にも応用し、実験値と比較してその適用性が良いことを示す。また、縮小拡大流路における解析も行い、そこから一般的な二相臨界流発生条件を追求し、|dp/dz|であるべきことを導いた。そして、その妥当性を基礎式を連立させて得られる解について確認すると共に、臨界流発生条件における流れの変数間の関係を導いた。その結果から、臨界流発生点における圧力、クオリティが与えられていると二相臨界流量が定まる、というこれまでの説は誤りであり、臨界流に至る流れの履歴が関係することを明らかにした。さらに、これまでの理論の誤りの原因となっている点を明らかにし、相変化する飽和二相流の気液各相について平衡式を立てる時に注意すべき現象を指摘した。
岡崎 元昭
日本機械学会論文集,B, 45(396), p.1169 - 1178, 1979/00
高圧貯槽から等断面流路通って減圧加速しながら流れる気液二相流が流路出口で臨界流となって低圧空間へ放出されるまでの二相流の力学的解析方法を、熱力学的相平衡を伴う相変化、管壁摩擦ならびに気液各相間の速度差に伴う相間摩擦によるエントロピの増大を考慮に入れて求める方法ならびに蒸気-水二相流による小笠原の実験條件での解析例を示す。その結果、実験で測定された管路に沿う圧力変化、特に管路出口近傍での圧力急変化部分ならびに臨界流量とよい一致を見た。また、二相臨界流発生点における流れの変数は圧力、クォリティのみによっては定まらず、そこに至る流れの履歴が影響することが示唆された。
安達 公道; 岡崎 元昭
日本原子力学会誌, 18(12), p.786 - 795, 1976/12
被引用回数：1加速のない垂直気液二相流の非可逆エネルギ消散は、管壁摩擦によるものと相間摩擦によるものとに分けて表すことができるが、相関摩擦消散量を求めた研究はまだない。我々はこの相間摩擦消散量を力のつり合い式とエネルギ式とを連立させて求める方法と、垂直二相流の位置水頭法の意味を思考実験によって分析する方法の二つの異なる方法により導いた。また、加速のない気液二層流の各相に加えられる、管壁からの摩擦力は単位体積当りそれぞれ同じ力がくわえられていることが明らかにされた。さらに、求められた二つの摩擦消散エネルギ式に円管流路およびニ、三の管束型原子炉燃料要素における圧力損失測定データを採用して計算したところ、流動様式あるいは流路特性によって、これらのエネルギ消散の特性が非常に異なることが分った。
