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小野 綾子; 坂下 弘人*; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 7 Pages, 2022/10
本研究では、新しい機構論に基づいた限界熱流束予測手法を提案する。適切な安全評価を行うため、また、設計コストを削減するために、メカニズムに基づくCHFの予測方法の確立が、長い間望まれてきた。核沸騰の高熱流束域からCHFまでの加熱面付近の気液挙動に関するいくつかの実験結果から、われわれは、加圧水型軽水炉でのCHFを予測するにはマクロ液膜ドライアウトモデルが適用できると考えている。マクロ液膜ドライアウトモデルを用いてCHFを予測するには、燃料表面のマクロ液膜の厚さとその上面を覆う蒸気泡の通過期間を予測することが必要となる。本研究では、著者らが提案したマクロ液膜の厚さの予測手法と蒸気泡の通過期間の予測手法を組み合わせることで、強制対流沸騰におけるCHFを評価する。評価した結果と強制対流沸騰におけるCHFの実験データを比較することで、その妥当性を検証する。
服部 博文*; 佐藤 博; 長野 靖尚*
日本機械学会論文集,B, 70(696), p.1919 - 1926, 2004/08
衝突噴流はよどみ点近傍で高い熱及び物質伝達率が得られるため工業上の広い分野で多用されている。また、衝突噴流は物質・生命科学実験施設に設置される減速材容器の冷却に使用される。そのため、その流動及び伝熱特性を明らかにすることは各種機器の性能を向上させるために重要である。本研究では、平面衝突噴流熱伝達場に着目し、高精度差分法による直接数値シミュレーションを行った。熱伝達場に最も影響する衝突距離をパラメータとして計算を行い、特に局所熱伝達場の第2極大値の出現に対する熱輸送機構を精査した。
武田 哲明; 大橋 弘史; 稲垣 嘉之
日本機械学会2003年度年次大会講演論文集, Vol.3, p.17 - 18, 2003/08
高温ガス炉に接続する水素製造システムにおいて、ヘリウムガス加熱型の水蒸気改質器反応管外側の伝熱促進が水素製造量に及ぼす影響と内管を加熱,外管を断熱した環状流路の熱伝達について検討した。その結果、内管加熱外管断熱の環状流路内に気体が流れる場合の伝熱量は、加熱壁面温度が150
C程度でも熱放射により対向壁が加熱される影響は無視できず、流路全体としての気体への伝熱量を求める場合は対向壁が加熱される影響を評価する必要がある。
数土 幸夫; 神永 雅紀
Nucl. Eng. Des., 187, p.215 - 227, 1999/00
被引用回数：7 パーセンタイル：49.7(Nuclear Science & Technology)本研究では、流路内強制対流下の限界熱流束(CHF)についてCHFに影響を及ぼす基本的なパラメータを明らかにしながらCHFの発生メカニズムを調べるために定量的な解析を実施した。対象とした流動条件は、加熱流路出口で高サブクールとなるような高質量流束のものである。解析で採用した流動モデルは、蒸気ブランケットのマクロ液膜に対する相対速度がホルムヘルツの臨界波長に基づく界面の不安定状態に達した時にCHFが発生するというものである。本モデルの特徴は、CHFの判断基準を新たに加熱壁面上のマクロ液膜の過渡領域モデルに適用したことにある。このモデルに基づき、CHFに影響を及ぼす基本的パラメータである質量流束、入口サブクール度、流路形状、圧力等を考慮したCHFを与える解析的相関式を提案した。その結果、提案した相関式は既存の円管や矩形流路のCHF実験結果を的確に精度良く予測できることが明らかとなった。
稲垣 嘉之
JAERI-Research 97-069, 31 Pages, 1997/10
JAERI-Research-97-069.pdf:1.02MB
HTTRのヘリカルコイル型中間熱交換器(IHX)の伝熱管群の流体励起振動挙動、並びに圧力損失、伝熱特性をIHXの実寸大部分モデル試験装置を用いて明らかにした。試験モデルは、3層54本のヘリカルコイル伝熱管群とセンターパイプを模擬したもので、試験流体には空気を用いた。流体励起振動に関しては、伝熱管破損の主原因となる流出渦による振動及び伝熱管群の流力弾性振動について評価を行った。その結果、伝熱管群はセンターパイプと連動した振動が主であること、さらに振動による振幅も0.1mm以下と微小なものであり、IHXの運転条件下では伝熱管破損の原因となるような振動が生じていないことを明らかにした。流動伝熱特性については、伝熱管外の強制対流による伝熱及び圧力損失についての実験式を導出した。ヌセルト数についてはRe
、抵抗係数についてはRe
に比例する相関式が得られた。さらに、熱放射板による伝熱促進効果を定量的に明らかにした。
L.Zheng*; 井口 正; 呉田 昌俊; 秋本 肇
JAERI-Research 97-054, 85 Pages, 1997/08
JAERI-Research-97-054.pdf:2.18MB
本研究は、片面一様加熱の矩形流路において強制対流サブクール沸騰条件下の限界熱流束(CHF)を扱ったものである。圧力、冷却水流速、冷却水サブクール度を条件とし、0.1MPa,5-15m/s,50Cとした。試験に用いた流路は、縦0.2-3.0mm、横2mmの矩形流路で、横方向流路壁を片面加熱した。流路の垂直方向(冷却水流れ方向)加熱長さは50mmである。試験は、流路縦寸法をパラメトリックに変えて行い、40点を超える試験データを得た。CHFは、流路縦寸法及び冷却水流速の増加とともに、増加した。熱伝達率は、流路縦寸法の減少及び冷却水流速の増加とともに、増加した。試験結果に基づき、流路縦寸法及び冷却水流速の効果を表すCHF相関式を開発した。本相関式によれば、予測値と試験データは
18%の範囲で一致した。一方、冷却水流速効果の尺度としてレイノルズ数(Re)、流路縦寸法効果の尺度として流路縦寸法とラプラス定数(La)の比を用いて、CHFを無次元化したボイリング数(Bo)との関係を数式化することにより、CHFを予測する相関式を開発した。本相関式によれば、予測値と試験データは16%の範囲で一致した。
江里 幸一郎*; A.M.Shehata*; 功刀 資彰; D.M.McEligot*
JAERI-Research 97-029, 36 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-029.pdf:1.61MB
従来の管内流加熱層流化の解析では、流路内の速度場及び温度場の局所分布に関する実験結果が得られていなかったため、熱伝達係数や圧力損失等のマクロ特性量との比較のみで議論されてきた。近年、Shehata and McEligotは強加熱を受ける鉛直円管内空気流について、加熱条件に応じて乱流から層流が発生するまでの3条件で実験を行い、管内の局所的な速度及び温度分布を初めて報告した。本研究では、この実験で得られた乱流の加熱層流化に伴う局所特性量の変化について、高精度な低レイノルズ数型2方程式乱流モデルを用いた数値解析を行い、上記実験条件に対するマクロ特性量のみならず速度及び温度分布の良好な一致を得ることに成功した。本研究により、大きな熱物性変化を伴う乱流や層流化現象を速度分布等の局所量を含め高精度に予測できる解析手法を確立することができた。
稲垣 嘉之; 小磯 浩司*; 井岡 郁夫; 宮本 喜晟
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.633 - 637, 1996/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器(IHX)の実寸大部分モデルを用いた空気流動伝熱実験を行い、ヘリカルコイル型熱交換器の伝熱管外の熱伝達特性、圧力損失特性等を評価した。試験体は、3層54本のヘリカルコイル伝熱管群、センターパイプ等から構成される。本熱交換器の各層の伝熱管群の間には、伝熱促進のために熱放射板が設置されている。空気温度300Cの条件までで、この熱放射板により伝熱管外の熱伝達率が5~13%促進されることを確認した。また、強制対流による伝熱管外の熱伝達率はRe、圧力損失係数はReの関数で表されることを明らかにした。
神永 雅紀
JAERI-M 94-052, 40 Pages, 1994/03
本報告書は、研究炉の定常熱水力解析コードCOOLOD-N2について述べたものである。本コードは、板状燃料を使用する研究炉の定常熱水力解析コードCOOLOD-Nの改良版であり、棒状燃料を使用した研究炉の解析が行えるように棒状燃料の温度計算サブルーチンを新たにCOOLOD-Nに組み込んだものである。COOLOD-N2は、強制循環冷却及び自然循環冷却のいずれの場合にも適用可能である。本コードにおいてもCOOLOD-Nと同様に板状燃料を用いた研究炉用に開発された熱伝達相関式、DNB熱流束相関式等からなる「熱伝達パッケージ」が組み込まれているが、棒状燃料のDNB熱流束計算では、熱伝達パッケージの他にTRIGA炉の解析で用いられているLundの相関式による値も合せて計算する。本コードは、JRR-4改造プロジェクトの中でJRR-4 TRIGA炉心の定常熱水力解析を実施するために開発したものである。
M.A.Lucatero*; 神永 雅紀
JAERI-M 94-006, 38 Pages, 1994/02
MEX-15は、メキシコ国立原子力研究所(ININ)が建設を計画している熱出力15MWの軽水減速・冷却、黒鉛反射体付きのプール型研究炉である。燃料としては、ウラン濃縮度19.75%のU
O
-Alを燃料芯材としたMTR型の板状燃料が使用される予定である。本報告書は、多目的研究炉MEX-15の熱水力概念設計について述べたものであり、強制循環冷却及び自然循環冷却の2つのモードについて検討した。熱水力解析結果から、定格出力15MW、炉心入口圧力1.43kg/cm
、炉心入口温度35Cの強制循環冷却時において、標準型燃料要素に対する最適冷却材流速は約5.6m/sであり、その時の沸騰開始(ONB)温度に対する余裕は約17C、最小DNBRは2.58であることが明らかとなった。また、自然循環冷却時には、熱出力約300kWまで炉心のいかなる場所でも沸騰をおこさないで運転可能なことが明らかとなった。本解析結果は、MEX-15の暫定的な技術的仕様の作成に用いられる。
高瀬 和之; 日野 竜太郎; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 32(11), p.1107 - 1110, 1990/11
被引用回数：12 パーセンタイル：86.39(Nuclear Science & Technology)HENDELに設置されている燃料体スタック実証試験部の1チャンネル試験装置(T
)を用いて、HTTR用標準燃料棒の伝熱流動試験を行なった。Tでは完成当初から模擬燃料棒による伝熱流動試験を行っており、その成果はHTTRの炉心設計に反映された。一方、Tによる試験が行われている間にHTTRでは数回の設計見直しが行われ、原子炉熱出力、炉心寸法等の諸条件の変更に伴って、燃料棒の外径が46mmから34mmに、燃料チャンネルの内径が53mmから41mmに変更された。そこで、現設計仕様である標準燃料棒の形状寸法を模擬した燃料棒を使って燃料チャンネルの熱流動特性を調べ、その結果とHTTRの炉心設計式を裏付けるために用いられた従来のT試験から得られた実験式とを比較検討し、従来式が標準燃料棒の熱伝達率及び摩擦係数の各整理式として十分適用できることを確認した。
神永 雅紀
JAERI-M 90-021, 61 Pages, 1990/02
COOLOD-Nコードは、板状燃料を使用する研究炉の定常熱水力計算が行える。本コードは、COOLODコードの改良版であり、強制対流冷却のみならず、自然循環冷却にも適用できる。主要な改良点は、自然循環冷却時の熱水力解析が可能なように、自然循環時の流量計算機能を追加したこと、JRR-3改造炉用に作成した、ONB温度、DNB熱流束等の計算機能を持つ「熱伝導パッケージ」を組込んだことである。研究炉は、一般に炉心内で沸騰が起こらないように設計されている。しかし、炉心内で沸騰を許すような研究炉においては、安全余裕を確認する方法として、流動不安定(Flow instability)が発生する条件に対してどの程度余裕を持っているかを調べる方法がある。COOLOD-Nコードの最新版には、このため流動不安定が発生する時の熱流束計算機能を追加した。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 89-097, 155 Pages, 1989/08
本報告書は、1985年1月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果及びその考察についてまとめたものである。今期実施した試験は、6回の燃料設計パラメータ実験(ステンレス鋼被覆燃料実験2回、照射済被覆管燃料実験2回、長尺燃料実験2回)、6回の欠陥燃料実験(擦過腐食燃料実験)、7回の燃料損傷実験(燃料溶融実験3回、冷却性実験2回、FP測定実験2回)、9回の特殊燃料実験(混合酸化物燃料実験7回、ガドリニア入燃料実験2回)、その他の実験16回(破壊力測定実験6回、変形量測定実験5回、音響測定実験3回等)、1回しの高温高圧力カプセル実験、及び2回の燃料挙動可視実験の総計48回である。
数土 幸夫; 神永 雅紀; 井川 博雅
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(5), p.355 - 364, 1987/05
被引用回数：6 パーセンタイル：55.66(Nuclear Science & Technology)大気圧で、両面加熱の狭い垂直矩型流路(長さ750mm、幅50mm、ギャップ18mm)に水を流した実験を行い、強制対流と自由対流とが共存する場での熱特性を調べた。レイノルズ数が40~50,000、グラスホフ数が40,000~5
10
に及ぶ層流から乱流までの広い範囲を、上昇流と下向流とについて調べた。その結果、(1)強制対流が上昇流と下向流の場合の共存対流下の熱伝導率を、1つの無次元パラメータを用いて乱流強制対流及び乱流自由対流熱伝達率に対する比として簡単な形であらわすことができた。さらに、(2)この無次元パラメータを用い、上述の熱伝達率表式から共存対流が顕著である領域を定めることができた。
椎名 保顕; 藤村 薫
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(6), p.568 - 570, 1986/00
被引用回数：1 パーセンタイル：28.17(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉の強制対流冷却そう失事故時には、圧力容器内の熱除去は主として自然対流により行われる。本実験は、安全設計上特に重要であると考えられる圧力容器上鎖部内自然対流を取り扱い、上鎖部内面への平均熱伝達率を求めたものである。使用流体は水、エチルアルコール、44w%と78w%グリセリン水溶液である。求められた平均熱伝達率を従来行われている、水平、鉛直二平板間の自然対流実験結果と比較した。また、プラントル数が熱伝達率に及ぼす効果についても検討を加えた。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 大河原 正美; 神永 雅紀
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(3), p.202 - 212, 1985/00
被引用回数：33 パーセンタイル：94.52(Nuclear Science & Technology)本報は、20MWtに改造予定のJRR-3の燃料要素内の1サブチャンネルであるギャップ2.25mm,長さ750mmの矩形流路を模擬した狭い垂直流路で、上昇流と下向流とにおける単相強制対流熱伝達特性の相違を、実験的に調べたもので従来の相関式の適用性と浮力の効果に注目している。その結果、(1)乱流に対しては等価直径を用いることによって従来の相関式が、下向流・上昇流共に適用できること、(2)層流では、レイノルズ数が700以下でグラスホフ数が千以上の時、上昇流と下向流とで違いが生ずる。即ち、浮力の効果によって下向流のヌセルト数は上昇流よりも低下することがわかった。なお、層流の上昇流と下向流に対し各々下限値を与える新しい熱伝達相関式が両面加熱流路について得られた。
数土 幸夫; 安藤 弘栄; 井川 博雅; 大西 信秋
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(7), p.551 - 564, 1985/00
被引用回数：19 パーセンタイル：88.01(Nuclear Science & Technology)本報は、20%低濃縮ウラン板状燃料を用いて、プール型軽水冷却の熱出力20MWの原子炉に改造予定の研究炉,JRR-3の熱水力設計と解析結果の概要を述べたものである。通常運転条件として、強制対流と自然対流の2つの冷却形式を採用する予定である。設計条件として、通常運転条件では炉心内で沸騰を許さないよう沸騰開始温度に対する余裕と、DNBに対する余裕を充分有するよう設計し、その余裕を評価した。その結果、熱出力20MW時の炉心流速設計値は6.2m/sが得られた。この時の沸騰開始温度に対する余裕は最大となっており、最小DNBRも2.1でありDNBに対して充分余裕のあるものである。更に、自然対流冷却時の炉心熱水力特性も明かにした。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 84-046, 176 Pages, 1984/03
本報告書は、1982年1月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、標準燃料試験(高発熱量試験)、燃料設計パラメータ試験(加圧燃料試験、ステンレス鋼被覆燃料試験)、冷却条件パラメータ試験(冷却水温パラメータ試験、強制対流試験)、欠陥燃料試験(擦過腐食燃料試験)、燃料損傷試験、特殊燃料試験(混合酸化物燃料試験)、高温高圧カプセル試験、高温高圧ループ試験、燃焼挙動可視試験、およびその他の試験の総計52回である。
安全工学部反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 83-193, 112 Pages, 1983/11
本報告書は、1981年7月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、標準燃料試験(高発熱量試験、標準燃料再現性確認試験)、燃料設計パラメータ試験(ギャップガスパラメータ試験)、冷却条件パラメータ試験(強制対流試験)、特殊燃料試験(混合酸化物燃料試験)、欠陥燃料試験(擦過腐食燃料試験)、被覆管歪測定試験、水素発生量測定試験、燃料挙動可視試験、及び高温高圧カプセル試験の総計31回である。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 82-012, 122 Pages, 1982/03
本報告書は、1981年1月から同年6月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、標準燃料試験(高発熱量試験、標準燃料再現性確認試験)、燃料設計パラメータ試験(加圧燃料試験、ステンレス鋼被覆燃料試験、ギャップガスパラメータ試験、脆化被覆管燃料試験)、冷却条パラメータ試験(強制対流試験、バンドル燃料試験)、欠陥燃料試験(浸水燃料試験、擦過腐食燃料試験)、破損伝播試験、ペレット破砕試験、水ループ試験、および燃料破損可視試験の総計38回である。
