Effects of pressure and heat loss on the unstable motion of cellular-flame fronts caused by intrinsic instability in hydrogen-air lean premixed flames

門脇 敏; Thwe Thwe, A.; 古山 大誠*; 河田 一正*; 勝身 俊之; 小林 秀昭*

Journal of Thermal Science and Technology (Internet), 16(2), p.20-00491_1 - 20-00491_12, 2021/00

https://doi.org/10.1299/jtst.2021jtst0021

水素-空気予混合火炎の固有不安定により生じるセル状火炎面の不安定運動に及ぼす圧力と熱損失の影響を数値的に調査するために、水素-酸素燃焼の反応機構を採用し、8つの活性種と希釈剤の17の可逆反応をモデル化した。二次元非定常反応流れの基礎方程式が処理され、圧縮率,粘度,熱伝導,分子拡散、および熱損失が考慮された。圧力が高くなると、最大成長率が増加し、不安定な範囲が広がった。これらは主に火炎の厚さの減少によるものだった。圧力が高く、熱損失が大きくなると共に平面火炎の燃焼速度で標準化したセル状火炎の燃焼速度は増加した。これは、圧力と熱損失が細胞炎面の不安定な動きに強く影響したことを示している。また、フラクタル次元が大きくなり、炎の形状が複雑になったことを示している。

Data report of ROSA/LSTF experiment TR-LF-07; Loss-of-feedwater transient with primary feed-and-bleed operation

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2016-004, 59 Pages, 2016/07

JAEA-Data-Code-2016-004.pdf:3.34MB

LSTFを用いた実験(実験番号: TR-LF-07)が1992年6月23日に行われた。TR-LF-07実験では、PWRの給水喪失事象を模擬した。このとき、一次系フィード・アンド・ブリード運転とともに、補助給水系の不作動を仮定した。また、蒸気発生器(SG)の二次側水位が3mまで低下した時点でSI信号を発信し、その後30分で加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放による一次系減圧を開始した。さらに、SI信号発信後12秒でPZRの有るループの高圧注入系(HPI)の作動を開始し、一次系圧力が10.7MPaまで低下した時点でPZRの無いループのHPIの作動を開始した。一次系とSG二次側の圧力は、PZRのPORVとSGの逃し弁の周期的開閉によりほぼ一定に維持された。PORVの開放にしたがい、PZRの水位が大きく低下し始め、高温側配管では水位が形成した。HPIの作動により、PZRと高温側配管の水位は回復した。一次系圧力はSG二次側圧力を下回り、両ループの蓄圧注入系(ACC)が作動した。炉心露出が生じなかったことから、PORV, HPIおよびACCを用いた一次系フィード・アンド・ブリード運転は、炉心冷却に有効であった。本報告書は、TR-LF-07実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

ケーブル・イン・コンジット導体の交流損失特性; 撚線の機械的特性が結合損失の減衰に及ぼす影響

松井 邦浩; 高橋 良和; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 38(8), p.410 - 416, 2003/08

https://doi.org/10.2221/jcsj.38.410

ITER計画の一環として、中心ソレノイド・モデル・コイル、CSインサート・コイル、NbAlインサート・コイルを製作し、2002年までにそれらの試験を実施した。これらのコイルの交流損失測定は、コイルの特性を明らかにするために重要な試験項目の一つである。CSインサート・コイルとNbAlインサート・コイルの交流損失を、それぞれ熱量法及び磁化法で測定した。両コイル内には、複数の時定数を持つ結合損失が存在し、コイルに取り付けられた電圧タップやホール素子で循環電流が観測された。結合損失は、素線間の焼結が電磁力を受けることで剥がれ、素線間の接触抵抗が大きくなり、ある減衰定数をもって指数函数的に減少した。また、圧力損失の測定及び解析結果より、撚線とコンジットの間に電磁力により発生する隙間が、導体内を流れる冷媒の圧力損失に依存することが示されている。本論文では、結合損失の減衰定数が導体内に発生する隙間に依存することを明らかにした。仮に、コイルの本運転前にこの減衰定数を知ることができ、減衰定数に相当する電磁力をコイルに加えることができるならば、コイルの運転開始時には損失が低下した状態で使用することが可能となる。

Development of negative ion sources for the ITER neutral beam injector

花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 森下 卓俊; 谷口 正樹; 奥村 義和; 高柳 智弘; 渡邊 和弘

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.505 - 509, 2001/10

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00335-0

ITER-FEATの中性粒子入射装置用に、負イオン源や加速電極等のすべての構成機器を真空中に置ビーム源(VIBS)の設計及び開発を行っている。設計の一環として、3次元コードを用いて、加速器内の負イオンの中性化損失量を評価した。イオン源の代表的な運転ガス圧である0.3Paで、中性化損失量は23%であった。この時の加速効率は94%であり、ITER-FDRで設計したガス絶縁方式のビーム源(GIBS)より10%改善された。さらに、加速効率を改善するために、ITER用イオン源として設計を進めているカマボコ型イオン源を用いて、負イオン生成実験を行い、運転ガス圧を0.15Paまで低減することが可能であることがわかった。この圧力を用いると、ITER-FEAT用のVIBS内の中性化損失量及び加速効率をそれぞれ13%及び97%まで改善することが可能である。

Experimental study on heat transfer characteristics of a high-temperature gas-gas heat exchanger with helically coiled tube bundles

稲垣 嘉之; 小磯 浩司*; 井岡 郁夫; 宮本 喜晟

Proc. of ASMEJSME 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。

Effect of pressure drop through broken cold leg on thermal hydraulic behavior during reflood phase of PWR-LOCA

秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(1), p.45 - 55, 1988/01

https://doi.org/10.3327/jnst.25.45

PWR-LOCA再冠水の安全評価における圧力容器側破断コールドレグ圧力損失の取扱い法を検討するため、再冠水時の熱水力挙動に対する破断コールドレグ圧力損失の影響について円筒炉心試験データを用いて検討した。破断コールドレグ圧力損失により圧力容器内は昇圧し炉心入口と一次系ループでの流量は増加する。圧力損失の炉心冷却への影響を実験的に調べるために高LPCI流量での試験を行った。高LPCI流量により破断コールドレグ圧力損失が小さくなり炉心冷却は悪化した。LPCI流量を低めにすることは炉心冷却評価にとり必ずしも保守的な仮定ではない。炉心冷却を保守的に評価するため破断コールドレグ圧力損失係数を低く設定することを推奨する。現行の評価モデルコードは通常低めに圧力損失を予測し、圧力損失のモデル化より生ずる最大評価誤差を打消すに十分な安全余裕を与えることから、依然として保守的であると考える。

Evaluation Report on CCTF-II Reflood Test C2-8(Run67); Effect of System Pressure

秋本 肇; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純*; 大久保 努; 村尾 良夫

JAERI-M 87-001, 83 Pages, 1987/01

JAERI-M-87-001.pdf:1.77MB

加圧水型原子炉の冷却材喪失事故再冠水期における炉心冷却と一次系内の流動に対する系圧力の影響を調べる為に、円筒第2次炉心試験装置を用いて系圧力0.15MPaでの試験を行なった。本試験は、既に実施された試験C2-1(系圧力0.42MPa)とC2-4(系圧力0.20MPa)と対をなす円筒第2次炉心試験装置による系圧力パラメ-タ試験の一つである。上述の試験結果を比較検討した結果、以下の事柄が明らかとなった。(1)系圧力が高くなると、炉心冷却は促進された。村尾・杉本による熱伝達率相関式で検討した結果、再冠水初期(再冠水開始から60秒まで)では蒸気密度が大きくなることの為に高系圧下での熱伝導率が高くなる事がわかった。また、後期(60秒以降)では、蒸気密度の効果に加えて、局所ボイド率とクエンチ点からの距離が影響して熱伝導率を高めている事がわかった。(2)一次系内の流動に対いし、円筒第1次炉心試験での観察された系圧力効果と同様の結果が得られた。

線照射下高温高圧純水中の軟鋼の腐食の測定

作本 彰久; 後藤田 正夫*

JAERI-M 82-055, 51 Pages, 1982/06

JAERI-M-82-055.pdf:1.29MB

線照射下高温高圧純水中の軟鋼SS41の腐食挙動を測定するために、3金属電極法による直線分極法およびクーロスタット法の検討を行った。軟鋼の腐食速度におよぼす線の照射効果は浸潰初期に大きいことがわかった。XPSを用いて表面皮膜の粗成を調べた結果、線を照射した場合にだけO、OH以外に第3の酸素化合物、OX、およびグラファイト様物質が生成することがわかった。線照射の場合には腐食の機構が異なると推論される。

ALARM-B1: A Computer Program for Boiling Water Reactor Blowdown Analysis

秋元 正幸

JAERI-M 6968, 41 Pages, 1977/03

JAERI-M-6968.pdf:1.19MB

ALARM-B1は沸騰水型動力炉の冷却材喪失事故、特に一次冷却系配管の大破断に伴う熱力学的、熱水力学的過渡現象を解析するための、FORTRAN-IVで書かれたFACOM 230-75用の計算プログラムである。この計算プログラムの主なる出力データは、事故後の炉心入口流量、及びエンタルピー等である。この計算プログラムは炉心の熱伝達現象を計算せず流体への伝熱量はあらかじめ評価して、入力データとして与えられる。ALARM-B1は流体の保存式を積分型で解く、いわゆるノード・ジャンクションモデルを採用している。計算されるノード・ジャンクション数、及びそれらの流体の初期条件は入力データによって与えられる。ALARM-B1は可変ディメンジョンを採用しているので、ノード・ジャンクション数に対しては特に制限はない。