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桜井 文雄; 熊田 博明; 神永 文人*
日本原子力学会誌, 42(4), p.325 - 333, 2000/04
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)本研究においては、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持装置としての性能を評価するためのプログラムを開発し、その試験・研究炉への適用性を実験的に検討した。本プログラムにおいては、サイフォンブレーク弁から吸入された空気と1次冷却水が配管内において完全に分離するとした気液完全分離モデルを採用した。本モデルにより、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持性能は確実に評価できることを検証した。また、非常に流出流量が大きい1次冷却系配管破損事故における冷却水流出事象を精度良く解析するためには、空気の巻き込みを伴う渦(air-entraining vortex)の発生を考慮する必要があることが明らかとなった。
川橋 正昭*; 細井 健司*; 平原 裕行*; 福井 大俊*; 文沢 元雄
The 4th Triennial Int. Symp. on Fluid Control,Fluid Measurement,and Visualization; FLUCOME 94, 0, p.691 - 695, 1994/00
高温ガス炉空気浸入事故時の流動挙動解明の一環として、本研究では小口径開口部を通るヘリウムと空気の置換流について可視化観察を行った。可視化はレーザライトシート法を用いた。その結果、水平開口において捩れ構造の対向置換流が生じること、傾斜開口においては分離した二相流構造となることが明らかとなった。またこれらの可視化観察により、置換流量と傾斜角との関係を考察した。
茅野 政道
JAERI-M 83-098, 21 Pages, 1983/07
沸騰水型原子炉の運転中何らかの原因により、主蒸気管が破断した場合には、破断口から冷却材の流出がおこり核分裂生成物が、直接発電所敷地周辺へ放出される可能性がある。この主蒸気管破断事故は、原子炉立地審査指針で述べられている重大事故及び仮想事故の1つとして、用いられている。ここで、主蒸気隔離弁閉鎖前に破断口から放出される核分裂生成物による被曝評価は、半球モデルとよばれる簡単なモデルが用いられているが、このモデルの結果は、場合によってかなり過大評価となる。ここでは、より現実的なシミュレーションの可能なモデルとして、流出蒸気の浮上や、拡散を考慮したパフモデルと粒子拡散モデルを用いた評価法について検討した。
篠田 度; 今岡 恒夫*; 川部 隆平*; 石川 迪夫
JAERI-M 4473, 106 Pages, 1971/06
この報告書は、圧力波伝播現象解析コードBURSTを用いて行なった解析結果について述べたものである。流路としては、単管から模擬原子炉に至る広い範囲を対象とし、その中に末飽和水あるいは過熱蒸気の充たされている単相流体系における圧力彼伝播現象を解明した。解析の結果、BURSTコードのモデルの妥当性を確認し、使用上の注意事項ならびに適用限界を明らかにすることができた。又、諸種の流路における圧力波伝播現象の特徴、例えば、断面積のゆるやかに変化する部分では、透過波形に歪を生ずること、等、を明らかにした。