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鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大
日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00395_1 - 16-00395_9, 2017/04
高速炉の炉停止失敗事象(ATWS: Anticipated Transient without Scram)に対して、原子炉容器内での事象終息(IVR: In-Vessel Retention)の成立性を検討した。検討においては、確率論的評価に基づいて冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)をATWSの代表事象に選定した上で、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。本検討の結果から、原子炉容器は機械的にも熱的にも損傷することはなく、IVRが成立する見通しを得ることができた。
Liu, W.; Podowski, M. Z.*
日本機械学会熱工学コンファレンス2015講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2015/10
強制流動サブクール沸騰を用いた高熱機器の出力は、冷却限界、いわゆる限界熱流束(Critical Heat Flux: CHF)に制限される。定常の核沸騰から逸脱し、不安定な気液共存伝熱である過渡沸騰、あるいは伝熱面温度の著しい上昇をもたらす膜沸騰の開始点として、Departure from Nucleate Boiling (DNB)が限界熱流束と深く関係する。今後の高熱機器の熱設計は、DNBを含む各伝熱過程に対し物理現象に基づいたモデリングを行い、温度の著しい上昇を含む温度過渡変化を計算することによってCHFを予測することが期待されるが、その技術は確立されていない。そこで、本報では、DNB時における伝熱流動を、Liquid sublayer dryoutモデルに基づいてモデリングし、熱伝導方程式を解くことによって液膜厚さや伝熱面温度の過渡変化を得られた。大気泡下の液膜は、蒸発によってdryoutし、DNB発生する過程を予測できたが、実験で確認された、ヒータ焼損につながる温度の著しい上昇が再現されなかった。これを再現するには、DNB発生時の壁面と接触した大気泡速度、及びDNB発生後の過渡沸騰や膜沸騰領域の伝熱をモデル化する必要があると考える。
新谷 文将; 呉田 昌俊; 秋本 肇
Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-2), p.309 - 314, 2000/00
現在概念設計中のBWR型低減速スペクトル炉の炉心を対象として、熱水力学的観点から成立性の検討を行った。検討には過渡熱水力解析コードTRAC-BF1を用いた。定格運転状態と流量低下時の過渡状態の検討を行った。定格運転時については、沸騰遷移の発生の有無を検討するとともに、圧力損失の大きさを既存炉と比較検討した。流量低下事象については、沸騰遷移の発生の有無及び最高燃料被覆管温度の安全基準との比較について検討した。検討は、冷却系システムの設計が実施中であることから、炉心のみを対象とし、炉心入口、出口条件を既存のBWRの安全解析結果をもとに設定して行った。解析結果は、すべての概念検討中の炉心は熱水力学的に成立可能であることを示した。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰
日本原子力学会誌, 38(11), p.904 - 906, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉のための安全性研究として、真空容器が破断した場合に生じる密度差駆動型置換流の挙動を、ITERのトカマク型真空容器を縮小簡略モデルで模擬したLOVA予備実験装置を使って調べている。実験パラメータは破断口位置、破断口径、破断口長さ等である。作動流体にはヘリウムガスと空気を使用した。本報は一連のLOVA予備実験で得られた結果の一例について報告しており、今までに次の成果が得られた。(1)置換量は真空容器設置面から破断口までのポテンシャルエネルギーの大きさに強く依存する。(2)真空容器上部に破断口が1ヵ所存在する場合の置換流は対向流となる。一方、真空容器側部に破断口が1ヵ所存在する場合の置換流は成層流になる。(3)置換量は破断口径の増大とともに増加し、破断口長さの増加とともに減少する。
新谷 文将; 村尾 良夫; 岩村 公道
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(10), p.1039 - 1046, 1995/10
被引用回数：5 パーセンタイル：49.46(Nuclear Science & Technology)受動的安全炉JPSRの設計研究の一環として、同炉に設置するキャンドポンプの慣性モーメントを決定するために、DNB発生の観点から最も厳しい冷却材流量喪失事故をRETRANコードを用いて解析した。解析の結果、DNB発生限界を密度反応度係数とポンプ慣性モーメントにより関係づけることができ、これより、現在の設計のJPSRでは、慣性モーメントを既存PWRの8%に相当する250kg・m
に設定することにより原子炉スクラムなしでもDNBの発生を回避できることがわかった。また、この条件は内蔵型フライホイールにより実現可能であること、及びJPSRの特徴のひとつである炉心の固有の性質によりスクラム不作動時にはDNBを回避できることがわかった。
村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 奥村 啓介
Transactions of the American Nuclear Society, 71, p.527 - 529, 1995/00
原研では、原子炉の運転保守のために質の高いマンパワーをできるだけ必要としない受動的安全炉概念JPSRの開発を進めている。本論文では、受動的余熱除去系の改良、均圧型受動的冷却材注入系のための炉心補給水タンクの機能についての解析、主冷却材循環ポンプとしてのキャンドポンプの慣性の決定のための解析、並びに、均圧型受動的冷却材注入系の現象論的理解のための実験について述べる。受動的余熱除去系は、一次系の余熱を一時大容量の水プールに蓄え、小容量の放熱系で除熱する方式とした。また、このプールを圧力抑制、格納容器空気冷却、常用系の冷熱源として供用する設計とした。また、大破断冷却材喪失時の炉心補給水タンクの機能、並びに、ポンプの慣性を十分小さくできることの確認を行うとともに、炉心補給水タンク周りの現象を明らかにした。
村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 奥村 啓介
10th Proc. of Nuclear Thermal Hydraulics, 0, p.3 - 12, 1994/00
原研では、原子炉の運転保守のために質の高いマンパワーをできるだけ必要としない受動的安全炉概念JPSRの開発を進めている。本論文では、受動的余熱除去系の改良、均圧型受動的冷却材注入系のための炉心補給水タンクの機能についての解析、主冷却材循環ポンプとしてのキャンドポンプの慣性の決定のための解析、並びに、均圧型受動的冷却材注入系の現象論的理解のための実験について述べる。受動的余熱除去系は、一次系の余熱を一時大容量の水プールに蓄え、小容量の放熱系で除熱する方式とした。また、このプールを圧力抑制、格納容器空気冷却、常用系の冷熱源として供用する設計とした。また、大破断冷却材喪失時の炉心補給水タンクの機能、並びに、ポンプの慣性を十分小さくできることの確認を行うとともに、炉心補給水タンク周りの現象を明らかにした。
岩村 公道; 渡辺 博典; 新谷 文将; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 92-050, 46 Pages, 1992/03
高転換軽水炉の運転時及び非定常時の熱水力特性を調べるため、流量及び加熱電力の非定常制御機構を有する高圧小型水ループを製作した。本装置を用いて、扁平二重炉心型高転換軽水炉の、一次冷却材ポンプ軸固着事故と制御棒クラスタ飛び出し事故の模擬試験を実施した。繰り返し試験の結果、流量及び燃料棒表面熱流束の過渡変化を、最適予測コードREFLA/TRACの事故解析結果とよく一致させることができた。本試験ではDNBは発生せず、安全解析結果と一致した。次に、事故模擬試験と同じ出力トランジェント形状のまま、DNBが発生するまで初期出力を上昇させて試験を行なった結果、本炉は十分大きな熱的安全余裕を有することを確認した。非定常時のDNB発生は、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1により計算された局所流動条件をKfK及びEPRI-ColumbiaのCHF相関式に適用することにより、10%以内の精度で予測することができた。
藤城 俊夫; 更田 豊志; 山崎 利
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA,Vol. 2, p.247 - 250, 1991/00
中性子並びに
線に曝されている原子炉内でのボイド率の計測は、線ボイド計や光学的計測機器が使用できないため、非常に困難である。このため、このような環境でも使用可能な振動板式密度計を新たに開発し、過渡的に発生する気泡の測定手法を確立した。はじめに炉外実験において性能の検証及び較正を行い、次にこれを原子炉安全性研究炉(NSRR)においてパルス照射された試験燃料棒から発生する水素量測定に応用した。本報では、振動板式ボイド計の原理・機構について説明するとともに、炉外較正試験結果並びに原子炉炉内実験結果を紹介し、計測手法の適用性などについて議論した。
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。
岩村 公道
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.811 - 820, 1987/10
被引用回数：4 パーセンタイル：44.89(Nuclear Science & Technology)急激な流量低下時における過渡バーンアウト特性を、3領域熱水力コードCOBRA/TRACと、2速度モデルを用いて解析し、一様加熱円管における実験結果と比較した。その結果、流量低下時のバーンアウト発生は、液膜の消失に起因し、局所条件モデルにより予測できることが明らかとなった。流速減少率が増大するほど流路入口でのバーンアウト質量流量が減少するのは、沸騰境界の移動に時間がかかるため、入口流量が定常バーンアウト流量に達してからも蒸気流量は増加を続け、その結果生じる界面せん断力により、液膜流量が入口流量の減少に追随して減少するのを妨げられることによる。流量低下バーンアウト特性に及ぼす系圧力の効果も、このメカニズムにより説明できた。また、流量低下バーンアウトに至る時間を予測する方法を提案し、実験結果と比較した。
岩村 公道
JAERI-M 86-135, 89 Pages, 1986/09
軽水炉の流量低下事故時における燃料棒のバ-ンアウト現象の特性を調べるため、実験及び解析的研究を実施した。実験は、加熱長さ800mmの一様加熱垂直円管および環状流炉テスト部を用い、実験範囲は、系圧力0.1~3.9MPa、流速減少率0.44~770%/sである。局所流動条件は、分離流モデル及びCOBRA/TRACコ-ドにより計算した。本研究の結果 以下の知見が得られた。流速減少率が増大するほど、バ-ンアウト時の入口質量流量が減少し、系圧力が高いほど過渡効果は小さくなった。これは沸騰境界の移動が入口流量の急激な減少に追随できない為、入口流量が定常バ-ンアウト流量に達してからも蒸気流量は増加を続け、加熱面上の液膜流を保持する事による。また、本実験のみならず他の研究者による実験についても、局所条件バ-ンアウトモデルにより予測したバ-ンアウトに至る時間は、実験結果と良い一致を示した。
平野 雅司; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(4), p.352 - 368, 1986/00
被引用回数：18 パーセンタイル：84.83(Nuclear Science & Technology)THYDE-P1コードを用いて、オープンプール型研究炉JRR-3の過渡熱水力挙動を調べた。焦点は強制循環時下向流より自然循環時上昇流への移行時に起こる炉心流量反転時の過渡熱水力挙動である。冷却材喪失事故(LOCA)時には、漏れの生じた1時冷却ループから原子炉プールが隔離された直後、炉心流量の反転が起こる。LOCA以外の過渡変化及び事故に於いても、炉心流量の反転は必ず起こる。炉心流量の反転は、燃料温度の急上昇及びDNBRの急降下をもたらすので、特に重要な現象である。本研究の主目的は、その過渡変化中の物理現象を明らかにすると同時に、燃料最高温度及び最小DNBRに影響を及ぼすパラメータを明らかにすることである。商用電源喪失及びLOCAの事象シーケンスを仮定したTHYDE-P1の解析結果は、安全設計及び評価の観点から、定性的、定量的現象の理解に役だった。
秋元 正幸; 平野 雅司; 渡辺 正; 鴻坂 厚夫; 加茂 英樹*; 井上 英明*; 大崎 浩*
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.1 - 72, 1986/00
過渡二層流のモデルで最も重要な各種構成式を評価する計算コードMINCSの開発を行った。評価すべき構成式とそれに含まれる実験相関式は使用者によって入力データとして与えられる。構成式の評価では、関連する類似のモデルとの比較が重要であるので、本コードには2V2Tモデル等9種類のモデルが内蔵されている。各モデルに対応する保存式の数値解法に次のような特徴がある。2V2Tモデルから簡便なモデルへの移行は、2V2Tの差分式を基に行い、時間積分には完全陰解法を採用していることである。これらの方法によって、数値拡散等の数値誤差がモデルに依存しなくなり、安定な数値解が得られるので、構成式の精度評価が系統的にできる。
岩村 公道; 黒柳 利之
JAERI 1290, 42 Pages, 1984/03
軽水炉の出力ー冷却不整合(PCM)時の燃料棒の熱的挙動を調べる研究の一環として、一様電気加熱テスト部を用いた流量低下バーンアウト実験を実施した。本研究により以下の知見が得られた。(1)流速減少率が増大してあるしきい値を越えると、バーンアウト発生時入口質量速度は定常時よりも減少し、系圧力が高くなると過度効果は小さくなった。(2)系圧力が2MPa以上の場合、流速減少率が20%/sec以下だは局所バーンアウト質量速度は定常値に一致した。(3)流速減少率が増大すると、局所バーンアウト質量速度は高圧では定常値よりも大きくなり、1MPa以下の低圧」では逆に小さくなった。(4)局所バーンアウト質量速度と定常値との比を蒸気と水の密度比および流速減少率の関数として表示する導出した。本式はCumoの実験結果をかなり良く予測した。
岩村 公道; 黒柳 利之
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(6), p.438 - 448, 1982/00
被引用回数：9 パーセンタイル：68.89(Nuclear Science & Technology)一様加熱の垂直上向管内流路による流量低下バーンアウト実験を行なった。テスト部は加熱長さ800mm、内径10mmで、主要な実験範囲は、圧力0.5~3.9MPa、熱流束2.16~3.86
10
w/m、それに流速減少率0.6~35%/secである。また、流量低下バーンアウト発生時の局所質量速度を求めるための計算を行なった。流速減少率がある値以上となると、テスト部の入口および出口のバーンアウト質量速度は定常時と異なる挙動を示し、この傾向は主として系圧力に依存することがわかった。過渡時と定常時のテスト部出口におけるバーンアウト質量速度の比を蒸気-水の密度比および流速減少率の関数として表現する関係式を導出し、他の実験結果と比較し、ある程度の一致をみた。
田坂 完二; 田中 貢; 伊藤 秀雄; 片多 勝男*; 渡辺 憲次*; C.P.Fineman*; D.R.Bosley*; 斯波 正誼
JAERI-M 9849, 67 Pages, 1981/12
TMI-2号炉事故を契機として軽水炉の安全性研究計画が見宿され、小口径配管破断冷却材喪失事故(SBLOCA)および異常過渡事象に関する研究の重要性が指摘された。これを受けて、日本原子力研究所ではROSA-IV計画を開始し、現在分離効果実験用のTRTF(Two-Phase Test Facility)の建設ならびにシステム効果実験用LSTF(Large Scale Test Facility)の設計を行っている。本報告書はLSTFの設計方針とその主要仕様を紹介したものである。
岩村 公道; 黒柳 利之
JAERI-M 9012, 75 Pages, 1980/08
流量低下バーンアウト実験を解析するため、分離流モデルにより沸騰二相流過度挙動の計算を行なって、以下の諸点が明らかとなった。1)流速減少率が2%/sec以下では、出口バーンアウト質量速度計算値G
および入口バーンアウト質量速度Gは、定常値G
にほぼ一致した。2)流速減少率が大きくなるほど、GとGの差は拡大する。3)圧力が2~3.9MPaの場合、流速減少率が2~20%/secの範囲では、G/Gが約1.0~0.9とやや低下しているにもかかわらず、G/Gはほぼ1となる。また、流速減少率が20%/sec以上ではG/Gは1よりやや大きくなる傾向にある。4)約1MPa以下の圧力では、流速減少率が2%/sec以上になるとG/Gは1より小さくなる。
黒柳 利之; 岩村 公道
JAERI-M 8774, 138 Pages, 1980/03
過渡沸騰試験装置を用いて流量低下バーンアウト実験を行ない、過渡バーンアウト発生条件に対する諸パラメータの影響を調べた。テスト部は内径10mm、加熱長さ800mmのステンレス鋼製垂直上向管内流路で、直流直接通電により加熱した。実験範囲は以下の通りである。圧力:0.5~3.9丸Mpa、熱流束:2.16~3.8610W/m、入口温度:66~201
C、流量低下時間:0.35~83sec。実験結果を過渡時と定常時のパ-ンアウト発生時入口質量速度比(G
/G)と流速減少率(%/sec)との関係で整理し、以下の諸点が明らかとなった。1)流速減少率が、ある境界値以上となると、G/Gは1より減少し始める。2)流速減少率増大時の(G/Gの低下率は、圧力が高い程小さくなる。3)入口サブクール度、熱流束、初期質量速度等の影響は、本実験範囲内では特に認められない。
松本 暢彦*; 時枝 潔*; 岡本 芳三; 越後 亮三*; 宮 健三*
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(10), p.732 - 740, 1979/10
被引用回数：1多目的高温ガス実験炉には、高温断熱システムが多く用いられている。本報では、この断熱システムを対象に、冷却材急速減圧時に示す層内に介在する気体の非定常挙動を解析により求めた。高温断熱システム構造は、断熱材と気体が充填された容器内から外部へ気体が噴出する単純な1次元モデルにおきかえることができる。そこで、この1次元モデルに基づき、急速減圧時に示す層内気体非定常挙動を層内流動はダーシー法則に従うものとし、連続あるいは運動の式から求めた。パラメータはオリフィス開口比そして断熱層透過率であり、これらのパラメータが層内気体の非定常挙動に及ぼす影響を明確にした。また、急速減圧実験を実施し、解析モデルにより、高温断熱層内気体の非定常挙動が表されることを確認した。
