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岡崎 元昭
JAERI-Research 97-080, 43 Pages, 1997/11
JAERI-Research-97-080.pdf:1.24MB
熱力学的非平衡を含む一般の二相流の対する数値解法について述べる。一般条件の二相流においてはVolume内及びJunction内に夫々、気液各相の飽和、非飽和の組合わせがある。それらを分類して個別に流れの変化を評価している。本数値解法を検証するため種々の非平衡二相流に対していくつかの数値解析を行った。その結果、以下のことを確認した。連立方程式の解として得られた圧力と比エンタルピから蒸気表を用いて得られる状態量と、質量保存式及びエネルギ式から気液各相について得られる密度変化、比エンタルピ変化との整合性。質量及びエネルギに対する誤差の蓄積のないこと。さらに、比エンタルピについてはVolume内エネルギ式として全エネルギ保存式を用いる場合と熱力学第一法則の形の式を用いる場合を比較して、両者が一致すること。
岩村 公道
JAERI-M 86-075, 35 Pages, 1986/05
PWR-LOCA時再冠水過程において見られる液滴分散流及び遷移流領域における膜沸騰熱伝達率を調べる為、0.6~0.95のボイド率範囲において定常膜沸騰実験を実施した。この領域内での膜沸騰熱伝達は、熱輻射、蒸気強制対流及び加熱面への液滴衝突の3種類のメカニズムが重畳しているものと考えられる。輻射及び強制対流熱伝達率は、それぞれSeefan-Boltzmannの式とDittus-Boelterの式により評価した。強制対流熱伝達モ-ドでは熱力学的非平衡を考慮した。液滴衝突による熱伝達率についてはForslund-Rohsenowのモデルに基づいて新しい相関式を導出した。本相関式は、蒸気と水の流速、ボイド率、流体物性値及び壁面加熱度の関数である。本相関式では、実験により求めた熱伝達率と良い一致を示した。
and -water reactions and cladding temperature estimation for rapidly-heated fuel rods under an RIA condition塩沢 周策; 斎藤 伸三; 柳原 敏
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(5), p.368 - 383, 1982/05
被引用回数：9 パーセンタイル：68.89(Nuclear Science & Technology)反応度事故(RIA)条件下での高温時のジルカロイ被覆管と冷却水及びUO燃料との化学反応について、NSRR実験に基づいて金属学的見地から調べた。被覆管-燃料化学反応については、平衡相状態図から説明できることが分った。また、最高被覆管温度の推定方法を金相から吟味した結果、最高温度は1000~1600
Cの温度範囲では測定した酸化膜厚から、1600~1950Cの範囲では溶融組織から、そして1950~2400Cでは一旦溶融した
-ジルカロイ中の(U,Zr)O
折出物の体積比から推定できることが知れた。熱電対取付けによって温度場が乱されること及び非常な高温では熱電対が破損してしまうことの理由から、本稿の方法による推定値は熱電対指示値より妥当性がある。本結果は、苛酷な燃料損傷を生じる仮想事故条件下での燃料棒挙動の把握に対しても応用できるものと考えられる。
安部 信明*; 熊丸 博滋; 田坂 完二
JAERI-M 9621, 116 Pages, 1981/08
日本原子力研究所のROSA-III計画の一環としてCSNI(Comittee on the Safety of Nuclear Installation)の国際標準問題第12番(ISP-12)に対する実験RUN912が行なわれる。ROSA-III実験RUN912は沸騰水型原子炉の再循環ポンプ吸込側配管の5%スプリット破断を模擬し高圧炉心スプレの単一故障を仮定してしいる。ROSA-III実験RUN912の予測解析をRELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードを用いて行なった。RELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードは軽水炉の冷却材喪失事故および過渡変化時の熱水力現象を解析するコードである。RELAP4JおよびRELAP4/MOD6コード均質平衡の二相流モデルに基づいているのに対し、RELAP5/MOD0コードは非均質非平衡の二相流モデルに基づく最新のコードである。この予測解析により各コードの特徴が把握でき、冷却材喪失事故解析コードの評価を有効に行なう事ができる。
