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報告書

Effects of radial core power profile on core thermo-hydraulic behavior during reflood phase in SCTF core-I forced feed tests

岩村 公道; 刑部 真弘*; 数土 幸夫; 傍島 眞; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道*; 村尾 良夫

JAERI-M 91-093, 89 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-093.pdf:1.87MB

PWR大破断LOCA時再冠水過程の熱水力学的挙動に及ぼす半径方向出力分布の効果を、平板炉心試験装置(SCTF)を用いて調べた。実際のPWRでは周辺バンドルでは中心バンドルよりも出力が低くなっているので、半径方向出力分布に起因するいわゆるチムニー効果のため、高出力バンドルでの冷却を促進することが期待される。SCTFはPWRの半径方向長さを模擬しており、半径方向出力分布効果が調べられる。SCTF第1次炉心における4種類の強制注入試験(S1-01,S1-06,S1-08,S1-11)の試験結果より、以下の点が明らかになった。1)半径方向出力分布により炉心内に二次元的な流れが生じた。横流れの方向はクエントフロント上方では中心の高出力部より周辺の低出力部に向い、クエントフロントの下方では横流れ方向が逆転した。2)総出力が同一の場合の最高出力バンドルにおいては、より急峻な出力分布の方が平坦出力分布の場合より熱伝達率は大きくなる。

報告書

Comparison of facility characteristics between SCTF core-I and core-II

安達 公道*; 岩村 公道; 傍島 眞; 大貫 晃; 阿部 豊; 村尾 良夫

JAERI-M 90-130, 77 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-130.pdf:1.72MB

平板炉心試験装置(SCTF)は、PWR-LOCA時の、主として再冠水過程における炉心内の2次元的な熱水力学的挙動を解明することを目的として建設された。SCTF試験計画では3体の模擬炉心を使用する予定であり、それぞれの炉心の設計が少しづつ異なるので、異なる炉心を用いて得た試験データを直接比較して良いかどうかを再現性試験によって明らかにしておく必要がある。本報では、共に強制冠水条件下で行われた、第2次炉心使用の試験S2-13(Run618)と第1次炉心使用の試験S1-05(Run511)とのデータの比較を行なった。システムの熱水力学的挙動においても、炉心の2次元挙動においても、これらの2つの試験はきわめて類似のものであった。しかし、被覆管温度が最高値に達した後の時間帯において、上部プレナムの蓄水挙動や、炉心下部から上方へのクエンチフロントの進行状況等の2次元的な炉心冷却挙動に有意な違いが見られた。

報告書

Cold leg injection reflood test results in the SCTF core-1 under constant system pressure

安達 公道; 岩村 公道; 傍島 眞; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊; 村尾 良夫

JAERI-M 90-129, 179 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-129.pdf:3.71MB

本報告書では、一定系圧力条件下で行われた平板炉心試験装置(SCTF)第1次炉心コールドレグ注入再冠水試験S1-14(Run520)、S1-15(521)、S1-16(522)、S1-17(523)、S1-20(530)、S1-21(531)、S1-23(536)、S1-24(537)において観察されたシステム挙動について紹介する。主な検討項目は、(1)蒸気バインィディング、(2)U字管振動、(3)ECC水のバイパス、(4)炉心冷却挙動、(5)ベント弁の効果、および(6)試験パラメータの影響である。ここに紹介する結果は、再冠水挙動について極めて有用な情報や示唆を与えるものである。

報告書

Development of SCTF cold leg injection test method for eliminating U-tube oscillation during the initial period

安達 公道; 岩村 公道; 傍島 眞; 大貫 晃; 阿部 豊; 大久保 努; 村尾 良夫

JAERI-M 90-107, 146 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-107.pdf:2.89MB

平板炉心試験装置(SCTF)第1次炉心コールドレグ注入試験シリーズにおいては、蓄圧注入系注入期間中およびその後のある時間にわたって、炉心とダウンカマの間でU字管振動が観察された。また、同時期に、非常に良好な炉心冷却が観察された。これら2種類の現象の間には、何らかの関連があるものと思われる。U字管振動は、蓄圧注入から低圧注入への切換え時における炉心条件に大きな不確実性を与える。この切り換え時炉心条件は、炉心2次元熱水力挙動が主として発達する低圧注入期間に対する初期条件となるものであるから、平板2次炉心コールドレグ注入パラメトリック試験の主要な試験からは、上記U字管振動を除去することが望ましい。そこで、検収試験S2-AC1(Run 601)、S2-AC2(Run 602)及びS2-AC3(603)を実施することにより、U字管振動を除去する適当な試験手法を開発した。

報告書

Two-dimensional thermal-hydraulic behavior in core in SCTF core-II forced feed reflood tests; Effects of radial power and temperature distributions

岩村 公道; 傍島 真; 大久保 努; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道

JAERI-M 86-195, 189 Pages, 1987/01

JAERI-M-86-195.pdf:4.33MB

平板炉心試験計画の主目的は、PWR-LOCA時再冠水過程における炉心内2次元熱水力挙動を調べる事である。既に実施した平板炉心試験装置(SCTF)第2次炉心試験結果により、不均一半径方向出力分布が存在すると、高出力バンドルでは、熱伝達が促進され、低出力バンドルでは熱伝達が劣化する事が明かとなった。半径方向出力(Q)分布自体と半径方向温度(T)分布の効果を分離して評価する為、急峻Qかつ急峻T、平坦Qかつ平坦T、急峻Qかつ平坦T、及び平坦Qかつ急峻Tの4試験を実施した。本試験結果により、半径出力方向分布に付随して生じる半径方向温度分布が、再冠水初期の炉心内2次元熱水力挙動にとって重要な原因である事が明かとなった。

論文

Heat transfer enhancement in SCTF tests

岩村 公道; 安達 公道; 傍島 真; 大貫 晃; 大久保 努; 阿部 豊; 村尾 良夫

NUREG/CP-0082 Vol.4, p.429 - 444, 1987/00

平板炉心試験装置(SCTF)を用いた再冠水試験により、炉心半径方向の出力分布が存在すると、高出力バンドルにおけるクエンチフロント上方での熱伝達は促進されることが明らかとなった。このような2次元熱伝達挙動は、局所圧力損失測定値の2次元分布と密接な相関関係にあった。液滴分散流モデルに基づくと、熱伝達率は、輻射項、液滴衝突項、及び蒸気強制対流項の3項の和として表現できる。本モデルにより計算した熱伝達率は、クエンチ発生直前を除けば、SCTF、円筒炉心試験装置(CCTF)、及びFLECHT-SEASET等のデータと比較的良く一致した。従来のBromleyタイプの膜沸騰熱伝達率相関式では、SCTF試験で観察されたような2次元熱伝達挙動を予測することはできなかったが、本モデルを用いると、高出力バンドルにおける熱伝達促進を予測することができた。

論文

Experimental study of two-dimensional thermal-hydraulic behavior in core during reflood phase of PWR LOCA

岩村 公道; 安達 公道; 傍島 真

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(2), p.123 - 135, 1986/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:48.02(Nuclear Science & Technology)

PWR-LOCA時再冠水過程における炉心冷却に及ぼす二次元効果について実験的に調べるため、平板炉心試験装置(SCTF)を用いて、同一総出力及び同一初期炉心蓄熱量条件のもとで半径方向出力分布を4種類に変化させた試験を実施した。半径方向出力分布が急峻な場合には、特に炉心上部において高出力及び平均出力バンドルにおける熱伝達が促進され、被覆管温度は低下した。このような半径方向出力分布が被覆管温度に与える影響の定量的な評価を行った。一方、半径方向出力分布が異なる全試験において、上部プレナム蓄水位はホットレグ側で高くなり、PWR炉心の外側バンドルに相当するバンドル内で炉心上半分のクエンチが遅れた。このクエンチの遅れは、上部プレナム内不均一蓄水により外側バンドル内の圧力が内側バンドル内の圧力よりも高くなり、外側バンドル内で流れが停滞する傾向にあるため生じたものと考えられる。

報告書

Two-dimensional Thermal-hydraulic Behavior in Core in SCTF Core-II Cold Leg Injection Tests; Radial Power Profile Test Results

岩村 公道; 傍島 真; 大久保 努; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道

JAERI-M 85-106, 234 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-106.pdf:5.39MB

平板炉心試験計画の主目的は、PWR-LOCA時再冠水過程における炉心内2次元熱水力挙動を調べることである。半径方向出力分布の効果を調べるため、平板炉心試験装置(SCTF)第2次炉心を用いて、同一総発熱量かつ同一炉心蓄積熱条件下で半径方向出力分布の異なる3回のコールドレグ注入試験を行ない、比較評価した結果、半径方向出力分布が存在する場合には、高出力バンドルでは熱伝達が促進され、低出力バンドルでは熱伝達が悪化することが明らかとなった。高出力バンドルにおける最高温度の低下量は、急峻出力分布試験において約40~120Kと評価された。一方、上部プレナム内の不均一蓄水によっても炉心内2次元流れが生じ、その結果PWRの外周バンドルに相当するバンドルではクエンチが遅れた。しかしながら、上部プレナム蓄水分布が顕著となるのは炉心が最高温度に達した後なので、炉心最高温度に及ぼす影響は小さかった。

報告書

The Characteristics of Cross Flow in a Rod Bundle

刑部 真弘; 安達 公道

JAERI-M 82-003, 18 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-003.pdf:0.67MB

近年、軽水炉の冷却材喪失事故に関連して、燃料集合体内の二次元的熱水力挙動が注目されている。この現象を解析する上で燃料集合体を斜めに横ぎる二相流(横流れ二相流)の圧力破損は、最も重要な役割をはたすものと考えられる。本研究においては、横流れ二相研究の第一段階として、大気圧の水-空気二相流が、非加熱模擬燃料集合体内を、燃料棒に対する迎え角$$phi$$で斜めに横切るときの特性を実験的に調べてみた。また、空気単相流の圧力損失データも基礎的なものとして紹介してある。得られたデータは、単相流ではCOBRA型の計算と、二相流では均質流モデル、ドリフトフラックスモデルと比較検討を行なった。

報告書

二次元水平断熱層内透過流解析コードPERFLOW 1

田所 啓弘

JAERI-M 9083, 30 Pages, 1980/09

JAERI-M-9083.pdf:0.87MB

本報告書は、多目的高温ガス炉に用いられる高温配管において、内部断熱層に設けられた仕切板が破損したときに生じる透過流を解析するための計算コードPERFLOW 1の内容と使用方法についてまとめたものである。解析の対象は配管内において仕切板で区切られた1つの内部断熱層とし、その層内を一相系二次元モデルで取扱った。本コードにより、内部断熱層内の温度、流関数、および流速分布などを計算することができる。計算時間(cpu)は、X軸方向の格子数20、Y軸方向の格子数15に対してFACOM230/75システムで約300秒である。

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