Influence of grating type obstacle on stratification breakup by a vertical jet

安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10

At Japan Atomic Energy Agency (JAEA), small scale experiment, named VIMES (VIsualization and MEasurement system on stratification behavior) experiment, has been performed since 2014. In this paper, we introduce the influence of grating type obstacle to the VIMES experiment. Two types of grating obstacle were constructed based on the aperture area ratio. The obstacles were placed at the intermediate position between the jet nozzle exit and bottom of the initial stratification. Experimental results showed that the vertical jet was strongly affected by the grating obstacle. Due to the rectifying effect, the radial spreading was suppressed and the velocity magnitude on the jet center line became larger than that in case without the grating obstacle. Meanwhile, due to the resistance effect, the integral momentum flux of the vertical jet was decayed with decrease of the aperture area ratio. It means that in case with the grating obstacle the integral jet penetration strength was decayed, although the local jet penetration to the stratification was stronger than that in case without the grating obstacle. Also, the slower stratification breakup could be observed with decrease of the aperture area ratio, indicating that stratification breakup rate to be discussed in detail considering every possible effect of a jet penetration.

A Study on improvement of RANS analysis for erosion of density stratified layer of multicomponent gas by buoyant jet in a containment vessel

安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Journal of Energy and Power Engineering, 9(7), p.599 - 607, 2015/07

https://doi.org/10.17265/1934-8975/2015.07.001

格納容器内での多成分ガスで形成される密度成層を精度よく解析することはシビアアクシデントの安全評価の上で重要である。日本原子力研究開発機構は格納容器内熱水力現象調査を目的としてROSA-SAプロジェクトを開始した。このプロジェクトの一環として、我々は浮力ジェットによる密度成層の侵食および崩壊についれ数値流体力学(CFD)解析を実行した。その解析では、既往研究でよく使われているが密度成層の侵食・崩壊を過大予測するRANS解析の改善を試みた。具体的には、低Re型k-モデルをベースとして、ジェットの成層への貫入部分での乱流エネルギーを適切に評価、密度成層内での乱流抑制効果を再現するための改良をほどこした。RANS解析の結果は、計算コストは莫大になるものの精度が高いとされるLES解析と比較をおこなった。その結果、密度成層の侵食・崩壊について、本研究で適用した改良型のモデルは従来モデルよりもLES解析とのよく一致した。

HTTR原子炉格納施設に関する機能試験

坂場 成昭; 飯垣 和彦; 川路 さとし; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 98-013, 152 Pages, 1998/03

JAERI-Tech-98-013.pdf:7.69MB

HTTRの原子炉格納施設は、主冷却設備、補助冷却設備等を配置する原子炉格納容器(CV)、1次ヘリウム純化設備、1次ヘリウムサンプリング設備等を配置するサービスエリア(SA)及び非常用空気浄化設備から構成し、1次冷却設備の二重管破断事故(減圧事故)時等に外部へ放出する放射性物質の量を低減する役目を担っている。このため、CVには漏洩率、SAには気密性、非常用空気浄化設備にはSAの負圧維持、ヨウ素及び微粒子の除去効率並びに起動時間を規定している。これら規定した事項を、原子炉格納施設の系統別機能試験として燃料装荷前に確認した。CVの漏洩率試験では、1次冷却材がヘリウムガスであるHTTRに適応するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを閉鎖したまま試験を実施するという従来の軽水炉等とは異なる新しい試験方法を確立し、規定値を満たすことを確認した。また、SA及び非常用空気浄化設備の機能試験では、所定の性能を発揮することを確認した。原子炉格納施設の機能試験の結果、減圧事故時等に外部へ放出する放射性物質の量は所定値内に低減することができるといえる。

改良舶用炉; 原子炉容器の水漬け格納に関する検討

石坂 雄一*; 伊藤 泰義

JAERI-M 89-221, 72 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-221.pdf:1.61MB

水漬け格納容器を採用している次期設計炉(MRX-1)の原子炉容器等に用いる最適な水中断熱材並びにその施工方法を見出すために、現状技術の調査を行うと共に本断熱に関する設計用件を設定し、ISIや沈没時の崩壊熱除去の可能性等勘案の上、空気を断熱材とする単純な金属構造モデル(ミラーインシュレーション)を優位な概念として抽出し、今後の具体化に値するものであることを示した。また、原子炉容器および格納容器の耐蝕性について調査・検討し、格納容器水が接する原子炉容器、格納容器それぞれについて、ステンレス鋼の溶接肉盛、BWRで実績がある塗装が妥当との結論を得た。

BWR LOCA Lintegral Test Simulating a 100% Main Steam Line Break Outside Reactor Containment Vessel in ROSA-III Program, Rum 955; Analogy of Steam Line Break and Recirculation Line Small Break

鈴木 光弘; 与能本 泰介; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 田坂 完二

JAERI-M 87-044, 151 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-044.pdf:3.76MB

ROSA-III計画において、BWRの主蒸気管破断LOCAを模擬した一連の総合実験を実施してきた。本報はその中の格納容器外100%破断LOCA実験結果をまとめ、その主な特徴をBWR再循環ル-プ破断と比較し相似性を検討したものである。この破断実験の特徴は、主蒸気隔離弁閉鎖後に逃がし安全弁から蒸気流出する主蒸気管小破断LOCAになり、自動減圧系作動により減圧し、非常用炉心冷却系作動により炉心冷却が行われると言うプロセスをたどる事に有る。以前に公刊した、他の主蒸気管大破断LOCA実験報告では、系圧力や圧力内容器内水位挙動等について、再循環ル-プ大破断LOCAと大きく異なる特徴がある事を示したが、今回の実験報告では、100%格納容器外主蒸気管破断LOCAが、再循環ル-プの2%以下の小破断LOCAと類似した特徴を持つことを示した。また、圧力容器内インベントリ変化と炉心冷却との関係を明かにした。