強制流動サブクール沸騰DNBにおける伝熱面温度変化の予測

Liu, W.; Podowski, M. Z.*

日本機械学会熱工学コンファレンス2015講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2015/10

強制流動サブクール沸騰を用いた高熱機器の出力は、冷却限界、いわゆる限界熱流束(Critical Heat Flux: CHF)に制限される。定常の核沸騰から逸脱し、不安定な気液共存伝熱である過渡沸騰、あるいは伝熱面温度の著しい上昇をもたらす膜沸騰の開始点として、Departure from Nucleate Boiling (DNB)が限界熱流束と深く関係する。今後の高熱機器の熱設計は、DNBを含む各伝熱過程に対し物理現象に基づいたモデリングを行い、温度の著しい上昇を含む温度過渡変化を計算することによってCHFを予測することが期待されるが、その技術は確立されていない。そこで、本報では、DNB時における伝熱流動を、Liquid sublayer dryoutモデルに基づいてモデリングし、熱伝導方程式を解くことによって液膜厚さや伝熱面温度の過渡変化を得られた。大気泡下の液膜は、蒸発によってdryoutし、DNB発生する過程を予測できたが、実験で確認された、ヒータ焼損につながる温度の著しい上昇が再現されなかった。これを再現するには、DNB発生時の壁面と接触した大気泡速度、及びDNB発生後の過渡沸騰や膜沸騰領域の伝熱をモデル化する必要があると考える。

Modeling and analysis of thermal-hydraulic response of uranium-aluminum reactor fuel plates under transient heatup conditions

S.Navarro-Valenti*; S.H.Kim*; V.Georgevich*; R.P.Taleyarkhan*; 更田 豊志; 曽山 和彦; 石島 清見; 古平 恒夫

NUREG/CP-0142 (Vol. 4), 0, p.2957 - 2976, 1996/00

米国オークリッジ研究所で設計・開発が進められている新型研究炉Advanced Neutron Source Reactorでは、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料が使用されるが、現在NSRRではこの燃料を模擬したミニプレート型試験燃料のパルス照射実験を実施している。そこで、NSRR実験条件(強サブクール、自然対流冷却条件)下における同燃料の熱水力挙動について、3次元コードHEATING-7を使用した解析を実施し、解析結果とパルス照射時に測定された被覆材表面温度の過渡記録との比較を通じて、熱伝達モデルの検証を行った。強サブクール条件下における過渡核沸騰熱伝達については、これまでに得られているデータが極めて限られているが、定常核沸騰の場合の3.4~5.4倍の熱伝達率を仮定することによって、解析結果と実験結果の極めて良い一致が得られた。

反応度事故条件下における軽水炉燃料のギャップ熱伝達の研究

藤城 俊夫

JAERI-M 84-063, 166 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-063.pdf:5.94MB

反応度事故時の急速な出力上昇条件の下での軽水炉熱料温度挙動は、熱料ペレットと破覆管の間のギャップ熱伝達により強く影響される。本研究はNSRR実験においてギャップガスをパラメータとした実験の結果およびNSRR77コードによる解析にもとづき、反応度事故条件下の熱料挙動に与えるギャップ熱伝達の影響の解明を行ったものである。この結果、ギャップ熱伝達の過渡的なふるまい、ギャップ熱伝達と熱料温度および熱料破損の関係、ギャップガス成分の影響、高発熱量条件の下での熱料ペレット・破覆管の融着発生や外圧による破覆管のつぶれの影響等が明らかにされた。また、ギャップ熱伝達率評価式として広く使われている修正Ross and Stoute式の適応性、適用限界および適用限界を超える場合に対するギャップ熱伝達率の取扱い方につき検討を行った。

Conceptual Design of Large Scale Test Facility(LSTF) of ROSA-IV Program for PWR Small Break LOCA Integral Experiment

田坂 完二; 田中 貢; 伊藤 秀雄; 片多 勝男*; 渡辺 憲次*; C.P.Fineman*; D.R.Bosley*; 斯波 正誼

JAERI-M 9849, 67 Pages, 1981/12

JAERI-M-9849.pdf:1.58MB

TMI-2号炉事故を契機として軽水炉の安全性研究計画が見宿され、小口径配管破断冷却材喪失事故(SBLOCA)および異常過渡事象に関する研究の重要性が指摘された。これを受けて、日本原子力研究所ではROSA-IV計画を開始し、現在分離効果実験用のTRTF(Two-Phase Test Facility)の建設ならびにシステム効果実験用LSTF(Large Scale Test Facility)の設計を行っている。本報告書はLSTFの設計方針とその主要仕様を紹介したものである。

環状流路における流量低下過渡バーンアウト実験データ報告; 常圧ループによる過渡沸騰実験,5

黒柳 利之; 岩村 公道

JAERI-M 7808, 173 Pages, 1978/08

JAERI-M-7808.pdf:13.34MB

軽水炉の出力-冷却不整合(PCM)時の過渡沸騰現象の概要を知るため、常圧大気開放ループによる流量低下過渡バーンアウト実験を実施した。テスト部は、外径10mm、長さ800mmのステンレス鋼管を直流直接通電加熱し、外側に内径14mm、または12.8mmのガラス管を設置した環状流路である。実験範囲は次の通り、熱流束0.65~1.3610kcal/km、入口温度30~76C、初期質量速度2.4~6.010kg/km、流量減少過渡時間0.1~68sec、流速減少率0.29~752cm/sec/sec。本報告書は、昭和53年3月~6月に実施した上記実験の過渡記録および写真撮影結果をまとめたものである。

流量低下過渡沸騰時の圧力および壁温変化; 常圧ループによる過渡沸騰実験,3

黒柳 利之; 岩村 公道

JAERI-M 7396, 61 Pages, 1977/11

JAERI-M-7396.pdf:1.87MB

軽水炉の出力-冷去口不整合(PCM)時の過渡沸騰に伴う諸現象の概要を知るため、常圧大気開放ループを用いて、流量低下時の過渡沸騰実験を行ない、流路出入口の圧力や壁温の変化を測定した。テスト部は内径8mm、外径10mm、長さ800mmのステンレス管で、直流直棒通電により加熱した。実験結果を流速減少率により整理して、同じ沸騰長さに対応する定常時と過渡時の入口圧力の比較や、流量減少過渡沸騰時に見られる壁温ピーク出現時刻と飽和点到達時刻の比較および壁温ピーク移動速度の比較などを行なった結果、本実験範囲では、流速減少率が約10cm/sec/sec以下では定常として扱えることが明らかとなった。