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高瀬 和之; 秋本 肇
Applied Electromagnetics in Materials, p.177 - 178, 2001/00
本研究は、真空容器内冷却材侵入(ICE)事象時に核融合炉内で起こる水-蒸気二相流挙動をICE統合試験装置を使って実験的に調べ、またTRAC-PF1コードを使って実験結果を数値的に検証したものである。ICE事象統合装置は核融合実験炉(ITER)の構成要素を約1/1600で縮小簡略モデル化しており、プラズマチャンバー,ダイバータ,真空容器,サプレッションタンク等から構成される。実験ではプラズマチャンバーからダイバータを通って真空容器に流れ込む二相流挙動を可視的に明らかにした。また、ダイバータ部分に存在する真空排気スリットの断面積と流動抵抗の関係を定量的に明らかにした。さらに、冷却材侵入時の最高到達圧力をTRAC-PF1コードを使って
5%以内の誤差で予測可能であることを一連の実験結果との比較から明らかにした。
阿部 豊; 秋本 肇; 加茂 英樹*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(12), p.1214 - 1224, 1993/12
被引用回数：3 パーセンタイル：38.1(Nuclear Science & Technology)TRAC-PF1のような二流体モデルコードを用いてPWRのLOCA時再冠水過程のように水面が存在するような状況の計算を行う際、実験では見られない圧力スパイクが計算の初期に現われる。このような圧力スパイクはボイド率等他の変数にも影響を与えることから、これを抑制することは極めて重要である。本研究においては、この圧力スパイクの原因が、実際には存在していない水面上方の液相において大きな加速損失が発生するためであることを定量的に明らかにした。更に、この知見を基に水面上方の実際には存在していない液相の加速損失を自動的に軽減するための方法についての提案を行った。この方法により、従来の手法の利点を損なうことなく、二流体モデル計算において水面上昇時に発生する圧力スパイクを抑制できることを示した。
浅香 英明; 久木田 豊; 安濃田 良成; 中村 秀夫; 田坂 完二
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(1), p.33 - 44, 1991/01
PWR小破断LOCA時において、水平配管内二相流の成層化現象は、一次系内の熱水力挙動に大きな影響を及ぼす。TRAC-PF1/DOD1コードは、この成層化現象を予測するための相関式が備わっている。しかし、そのモデルは、PWRの小破断LOCA条件と異なり、小口径・低圧条件下の実験に基づいている。ROSA-IV/TPTFにより大口径・高圧条件下の二相流動実験が実施された。本実験をTRACコードにより解析し、同コードの流動様式判定基準及び相間摩擦モデルの評価を行った。その結果、TRACコードに使用されているTaitel-Duklerモデルの蒸気流速項を相対速度項に置き換えることにより流動様式の予測性能は、著しく改善されることが示された。また、TRACコードの層状流相間摩擦係数は過大であり、これを現在使用されている値の1/2とすることにより妥当な計算結果が得られることが準定量的に示された。
