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数土 幸夫; 薄井 徹*; 神永 雅紀
JSME Int. J., Ser. 2, 34(2), p.169 - 174, 1991/00
板状燃料を使用する研究炉の熱水力設計及び安全評価においては、垂直矩形流路における限界熱流束の把握が重要である。特に、運転時の異常な過渡変化時及び事故時のような、冷却材の流速零を含む低流速条件下における限界熱流束は、対向二相流下の落下水制限(Counter-Current Flow Limitation)と密接な関係にあることが報告されている。そこで、本研究では垂直矩形流路におけるCCFL特性を明らかにするため、垂直矩形流路の流路幅、流路ギャップ及び流路長さを系統的に変化させてCCFL実験を行なった。その結果、垂直矩形流路においては流路幅あるいは流路ギャップが異なることによりCCFL特性が異なることが明らかとなった。しかし、流路長さがCCFL特性に及ぼす影響は明確にはみられなかった。さらに、無次元上昇気相速度と無次元落下水速度の関係を予測する相関式を、ボンド数及び矩形流路のアスペクト比の関数として本実験結果に基づき導出した。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 大河原 正美; 神永 雅紀
JAERI-M 85-126, 95 Pages, 1985/09
本報告書は、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計において重要な位置を占める強制対流下での沸騰開始(ONB)条件とDNB熟流束について実験を行い、設計に用いるべき相関式の妥当性と適用性の検討を行った結果とについて報告するものである。JRR-3改造炉は、定格出力20MWのいわゆる低圧低温の研究用原子炉であって炉心は200KWまでの上昇流による自然循環冷却と20MWまでの下向流による強制循環冷却による2モードの冷却方式を採用する。従って本実験では、上昇流と下向流の熱水力特性の相異に注目した。同時に、熱伝達特性が流路の形状に強く依存する可能性のあることに留意し、JRR-3改造炉の燃料要素の1流路を模擬した加熱流路で実験を行ったものである。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 神永 雅紀
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.73 - 82, 1985/00
被引用回数：34 パーセンタイル：93.68(Nuclear Science & Technology)JRR-3改造炉の燃料要素内の1サブチャンネルを模擬した垂直短形流路を用いて実験を行い、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計に用いた沸騰開始時の加熱度を予測する相関式の妥当性と誤差を調べた。その結果、(i)従来のBergles-Rohsenowの式は、実測値と比較し下限値に対し約1Kの誤差で沸騰開始時の熱流束と加熱度の関係を良く予測しうること、(ii)上昇流と下向流とで、沸騰開始時の熱流束と加熱度との関係に顕著な差が無いこと、さらに(iii)上昇流、下向流いずれにおいても、沸騰開始点の加熱度にオーバシュートがほとんど見受けられず、強制対流からサブクール沸騰にいたる熱流束と加熱度の関係にも熱流束の昇時と降下時とで、顕著なヒステリシスが見受けられないことがわかった。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 神永 雅紀; 大河原 正美
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(8), p.604 - 618, 1985/00
被引用回数：59 パーセンタイル：97.81(Nuclear Science & Technology)研究炉JRR-3は、20%低濃縮ウラン燃料を用い熱出力20MWに改造される予定である。このJRR-3の燃料要素中の1サブチャンネルを模擬した垂直矩形流路を用い、DNB熱流束を上昇流と下降流との場合について実験的に調べた。実験は、JRR-3の安全解析で対象となる流束及び圧力の条件で行なわれた。本実験の検討と将来の矩形流路及び他の流路での実験結果の検討から、上昇流及び下降流に対するDNB熱流速評価式を導いた。これらの評価式は矩形流路のみならず他の流路にも適用可能である。
