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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。
岡崎 元昭
JAERI-Research 97-080, 43 Pages, 1997/11
JAERI-Research-97-080.pdf:1.24MB
熱力学的非平衡を含む一般の二相流の対する数値解法について述べる。一般条件の二相流においてはVolume内及びJunction内に夫々、気液各相の飽和、非飽和の組合わせがある。それらを分類して個別に流れの変化を評価している。本数値解法を検証するため種々の非平衡二相流に対していくつかの数値解析を行った。その結果、以下のことを確認した。連立方程式の解として得られた圧力と比エンタルピから蒸気表を用いて得られる状態量と、質量保存式及びエネルギ式から気液各相について得られる密度変化、比エンタルピ変化との整合性。質量及びエネルギに対する誤差の蓄積のないこと。さらに、比エンタルピについてはVolume内エネルギ式として全エネルギ保存式を用いる場合と熱力学第一法則の形の式を用いる場合を比較して、両者が一致すること。
岡崎 元昭
JAERI-Research 97-079, 57 Pages, 1997/11
JAERI-Research-97-079.pdf:1.63MB
非定常気液二相流をVolume-Junction法によって気液各相について独立に解析する場合の、単純で合理的な数値解法を提出する。その要点は、(1)差分形の基礎式を元の偏微分形のもつ物理的意味を保持する形で導いた。(2)Volume内エネルギ保存を確実に達成するためVolume内の運動量平衡式を新しく導出した。(3)流れに沿う減圧過程で気液各相に独立に生ずる相変化の理論式を用いた。(4)陽解法による解の単純な数値積分で計算を進めている。本手法の検証のため、計算例として減圧により相変化する飽和二相流の圧力、ボイド比変化を求めると共に、気液各相について独立に、質量変化、エネルギ変化を求め、そこから得られる状態量が飽和条件のものであること、質量及びエネルギに対する誤差が蓄積していかないことを確認した。これらの結果から、基礎式と相変化式の整合性を数値的に確認した。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 94-026, 60 Pages, 1994/03
REFLA/TRACコードは、軽水炉の安全評価解析コードの検定並びに事故解析、新型軽水炉の事故解析や設計に用いることを目的とした最適予測コードである。REFLA/TRACコードの3次元モデルの評価を効率良く行うため、大型計算機と同程度の高速な計算が可能で、多次元の図形出力機能に優れたエンジニアリングワークステーション(EWS)上で稼働するREFLA/TRACコードを開発した。併せて、時系列プロット機能の整備、及び2次元図形表示機能の開発を行い、3次元計算の解析を容易に行えるようにした。今後、EWSの計算速度の高速化、図形表示機能の拡充により、より一層評価効率が向上するものと期待できる。本報告書では、EWS版REFLA/TRACコード、時系列プロット機能及び2次元図形表示機能の各概要について述べる。
岩村 公道; 大久保 努; 新谷 文将; 村尾 良夫
Subchannel Analysis in Nuclear Reactors, p.281 - 301, 1992/00
三角配列7本ロッドテスト部を用いた定常及び非定常条件下での限界熱流束(CHF)実験における局所流動条件を求めるため、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-Iを使用した。局所流動条件計算結果をKfKのCHF相関式に適用することにより、定常CHFの発生を10%以内の精度で予測することができた。流量低下、出力上昇、あるいは流量と出力の同時変化条件下での非定常CHF発生も、本手法により定常実験と同程度の精度で予測することができた。本予測手法を扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)の定常運転時及び熱的に最も厳しい一次冷却材ポンプ軸固着事故時のDNB解析に適用した結果、いずれの場合にも最小DNBRは安全基準値を十分上回っており、本高転換軽水炉は十分大きな熱的安全余裕を有することが分かった。
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。
1.0m,P/D:1.1261.2,ロッド数:47岩村 公道; 大久保 努; 末村 高幸*; 平賀 富士夫; 村尾 良夫
JAERI-M 90-044, 158 Pages, 1990/03
高転換軽水炉の熱水力学的成立性研究の一環として、4本または7本ロッドからなる三角配列稠密格子バンドルでの定常及び流量低下非定常時の限界熱流束(CHF)実験を実施した。テスト部形状は、ロッド外径9.5mm、P/D:1.21.126、発熱長さ:0.5~1.0mである。定常実験条件の範囲は、圧力:1.03.9MPa、質量速度:460~4270kg/s・m
、出口クオリティ:0.020.35である。サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1により求めた局所流動条件をCHF相関式の評価に用いた結果、定常CHFデータに関してはKfK相関式が20%以内で一致した。一方、WSC-2、EPRI-B&W、EPRI-Columbia及びKattoの相関式については、データとの一致は良好ではなかった。流量低下時には、流速減少率が6%/s以下では、過渡時と定常時のDNB発生条件に差は認められなかったが、流速減少率がさらに大きくなると、定常実験から予測されるDNB発生条件に達するよりも速くDNBに至る傾向が認められた。
岩村 公道; 大久保 努; 末村 高幸*; 平賀 富士夫; 村尾 良夫
JAERI-M 89-127, 47 Pages, 1989/09
本研究ではバンドル体系でのCHF予測精度の向上のため、二相流条件下での流体混合促進効果について考察する。まず、二相流条件下でのサブチャンネル間流体混合に関する文献調査を行った結果、流体混合量は流動様式に対応しており、気泡流ではボイド率と共に増加し、スラグ/チャーン流でピークに達し、環状流になれば減少する傾向が認められた。次に、実験データに基づいて、ボイド率の関数として混合係数を表現し、この関係をCOBRA-IV-Iサブチャンネル解析コードに組み込んだ。本コードを用いて沸騰二相流混合実験の解析を行い、エンタルピー分布について比較的よい一致を得た。二相流混合モデルとKfKのCHF相関式を高ボイド率条件下での実験解析に用いた結果、混合係数が一定の場合に比較してCHFの予測値は約5%増加した。定常時における二相流体混合を考慮した場合の安全余裕は、CHF相関式の予測精度の範囲内と評価された。
村尾 良夫; 杉本 純
JAERI-M 9780, 51 Pages, 1981/11
再冠水現象解析のため、炉心熱水力コードとシステムコードとを結合してシステムコード REFLA-1Dを開発した。噴霧流領域を炉心モデルに含めたシステムコードでは、蒸気流量の大きな振動が見られた。しかし、噴霧流領域を除いたシステムコードでの計算により、炉心コードとループモデルとの結合法が実用的にシステム解析に使用可能であることがわかった。噴霧流を含まないシステムコードにおいても、炉水冠水速度の振動が初期において液位の先端が炉心にある時に現われた。それ故、液位の加速についてのより実際に近いモデルがより良い動特性模擬に必要である。噴霧流を含まないシステムコードの計算において、ターンアラウンド温度の予測は良くないが、クエンチフロントの進行の予測は、系圧力が高い場合と低い場合とを除き良好であることがわかった。
村尾 良夫; 杉本 純
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(4), p.275 - 284, 1981/00
被引用回数：38 パーセンタイル：95.51(Nuclear Science & Technology)再冠水過程におけるクエンチフロントと噴霧流との間の領域の熱伝達率相関式を得るために、飽和膜沸騰相関式が導かれた。この相関式は4
4本の発熱棒束による小型再冠水実験およびFLECHT実験との結果により検証された。計算結果とデータとの間にかなり良い一致が得られた。 予測誤差は参照した小型再冠水実験の全データに対してほぼ30%以内であり、7.510
m/sより大なる高冠水速度のデータおよび、スペーサグリッド直下で測定したデータを除いて20%以内であり、二個のFLECHTデータに対して20%以内であった。
村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(11), p.802 - 817, 1979/00
被引用回数：16本研究の目的は、LOCA時再冠水過程における原子炉炉心の熱水力モデルの確立を行うことである。著者によるクエンチモデルを用い、流動モデル,1組の熱水力相関式を含む再冠水モデルを仮定して、再冠水解析コード「REFLA-1D」を開発した。臨界ウェーバ数Wec=1の場合、燃料被覆管温度履歴,クエンチ時刻,クエンチ温度について、PWR-FLECHT実験と本コードによる計算との間に良い一致が得られたが、炉心上部からのクエンチについては、問題があることがわかった。クエンチ時刻,温度の計算誤差は、次の場合を除き、20%以内であることがわかった。すなわち、圧力≦1.5kg/cmかつ炉心入口流速≦2.6cm/sec,又は、入口サブクール度
30
C。遷移流領域では、計算による温度履歴の傾向は、実測のものと異なっていた。
