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松林 政仁; 数土 幸夫; 羽賀 勝洋
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.699 - 705, 1996/00
本研究では、これまで気液二相流動の流動様式の有力な観察実験装置として実績を有しているJRR-3M中性子ラジオグラフィ装置を用いて対向二相流落下水制限(CCFL)下の流動観察とボイド率測定を行い、これまで差圧測定では絶対値が小さく、かつ、相対的に変動が大きいため把握できなかった流動特性を把握し、併せて、解析モデルの妥当性を検討した。その結果、中性子ラジオグラフィが差圧測定からは把握できないボイド率を測定するのに有効であることがわかった。また、解析モデルがボイド率特性を良く予測することがわかった。
大貫 晃
JAERI-M 92-150, 134 Pages, 1992/10
本研究では、PWR-LOCA時の熱水力挙動を最適予測コードにより高精度に予測する際、その予測精度に問題のある低流速の二相流に関する課題を取り上げ、研究を行った。その課題とは、(1)再冠水期における高出力集合体での熱伝達促進現象の予測、(2)従来の再冠水期炉心内熱水力モデルの17
17型集合体への適用性の評価、及び(3)ホットレグ内対向流制限現象のモデル化、であった。得られた成果は以下のとおりである。(1)(1)に関しては、まず熱伝達促進現象の解析に必要となる液流速効果を考慮した膜沸騰熱伝達モデルを開発し、このモデルを組み込んだ最適予測コードREFLA/TRACによる解析により同現象の定性的なメカニズム及び定量的に予測するための問題点を明らかにした。(2)(2)に関しては、従来の各モデルの誤差範囲内で適用可能であることを示した。(3)(3)に関しては、実炉スケールにまで適用可能な界面せん断力モデルを開発した。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(3), p.223 - 232, 1992/03
PWRホットレグでの気液対向流制限に対する二流体モデルコードのための界面せん断力モデルを、大貫らによる対向層状流での界面せん断力モデルをベースに開発した。まず、定常の包絡線モデルにより検証された大貫らのモデルが二流体モデルコードによる動的な計算において有効に機能するか否かを、代表的な二流体モデルコードであるTRAC-PF1/MOD1を使い解析した。その結果、大貫らのモデルはホットレグ内スラグ流での適切な界面せん断力モデルと組み合わせる必要のあることがわかった。ホットレグベンド部でのモデル及びホットレグ水平管内でのまき波領域に対するモデルをスラグ流モデルとして提案した。種々のスケール、圧力及び流体の種類(内径:0.025-0.75m、圧力:0.1-7.1MPa、空気-水または蒸気-水)のもとでの実験データにより本モデルを検証し、本モデルの有効性を確認した。
P.Bazin*; R.Deruaz*; 与能本 泰介; 久木田 豊
ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.301 - 308, 1992/00
自然循環による一次系の冷却は、加圧水型原子炉の事故時の挙動を理解するうえで非常に重要である。そこでフランスのBETHSY装置及び原研のROSA-IV/LSTF装置を用いて対応実験を行なった。両装置はPWRをそれぞれ1/100(BETHSY)及び1/48(LSTF)の体積比で模擬している。実験は、二次系圧力及び水位を一定とし一次系の冷却材量をパラメーターとして定常的に行なわれた。実験結果は全体的な熱水力挙動が両装置で良く一致する事を示した。特に、単相自然循環、二相自然循環及びリララックス凝縮様式の繊維条件は両実験で一致した。自然循環流量や蒸気発生器細管での逆流挙動については実験で差が見られたが、それらは、装置の流動抵抗の差等の違いで説明する事ができた。
大貫 晃; 安達 公道; 村尾 良夫
Nucl.Eng.Des., 107, p.283 - 294, 1988/00
被引用回数：64 パーセンタイル：97.59(Nuclear Science & Technology)傾斜管付き水平管内気液(水/空気及び蒸気/飽和水)対向二相流制限(CCFL)に対する流路寸法の効果を調べた。本形状は加圧水型炉のホットレグを模擬している。 従来の実験相関式では、実寸規模(内径0.75m)のデータを予測できなかった。小型実験での流動観察により解析モデルを導出し、種々の圧力での種々の寸法の実験にあてはめ寸法効果を評価した。 小型実験での評価より、主要な対向流制限の存在する領域が、傾斜管の長さが長いほどベンド部側水平管内から傾斜側へシフトすることがわかった。 このシフトの程度は、より大きな内径の流路では小さくなった。高圧の場合にも、シフトが生じることが推定された。
熊井 敏夫; 篠津 和夫*; 坂本 正誠; 高橋 秀武
JAERI-M 87-006, 19 Pages, 1987/02
本報告は、JRR-3改造炉に設置される冷中性子源装置で、核加熱等による水素系はの入熱を除去するサ-モサイフォンの熱輸送特性を把握する為に行なったサ-モサイフォン実験について述べたものである。本稿ではガラス製の実験装置を用いた、実験・観察に基づくフロン113流体の流動状況、フラッデング現象及びコンデンサにおける凝縮状況について述べた。さらにフラッデング臨界入力については、単管の場合はWallisの相関式で C=0.9とした時の値に合致している事、二重管の場合は、単管の場合より約200W大きくなることを述べた。
大貫 晃
JAERI-M 85-219, 19 Pages, 1986/01
環状流および層状流の流動様式を示す円管内での空気-水対向流制限(CCFL)のデータを使い、TRAC-PF1/MOD1の予測性能の評価を行った。形状パラメータとして長さ、内径、傾斜角度をとり、加圧水型炉のホットレグを模擬した傾斜管付き水平管のデータに対しても評価を行った。環状流の相関摩擦係数に対しては、Wallis型およびBharathan型の2種類の相関式を調べた。データとの比較から、Wallis型の相関式のほうが落水が止まる点(バイパス点)をよく予測した。一方落水を生じる領域ではBharathan型のほうがよりよい予測を示すものの、正確な予測のためには円管の上下端に付加的な形状損失係数が必要なことがわかった。層状流およびホットレグ模擬管のデータに対しては、バイパス点を与える空気流速を過小評価するものの落水を生じる領域に対してはよい予測を与えた。
安部 信明*; 田坂 完二
JAERI-M 9476, 60 Pages, 1981/05
RELAP5コードの沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故解析への適用性を検討のためROSA-III実験RUN704の解析を行った。RELAP5コードは軽水冷却型原子炉の冷却材喪失事故および過渡変化時の熱水力挙動を解析するために開発された最新のコードであり、一次元の非均質非平衡な二相流モデルに基づいている。解析の結果、RELAP5コードの二相流モデルが従来のRELAP4コードより優れているため、下部プレナムフラッシングによる炉心入口流量の増加およびリウェットが良く計算できた。炉心出入口での気液二相の熱対向流、高圧炉心スプレー系作動後の上部プレナムでの気液二相の熱的非平衡も計算できた。しかし、炉心の再冠水およびヒータ表面のクエンチは計算できなかった。
