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楠 剛; 伊藤 俊雄*; 成合 英樹*
日本機械学会2000年度年次大会講演論文集, p.645 - 646, 2000/08
原子炉の受動的な安全設備として検討されている水張格納容器では、高温高圧の一次冷却材がプール水中に放出され、減圧沸騰による蒸発とプール水との直接接触による凝縮に起因した圧力振動を発生する。この圧力振動現象は、蒸気凝縮現象のバブリング、チャギング、凝縮振動(CO)等に対応されて考えることができる。フラッシング振動は、チャギリングに相当する。蒸気の供給よりも凝縮の効果が大きく、オリフィス出口部で形成された蒸気泡が完全に凝縮する。フラッシングは、COに相当する。蒸気の供給が凝縮の効果を上回り、オリフィス出口部で形成された蒸気泡の凝縮は不完全となる。フラッシング振動領域では、一次側が飽和状態の場合、プール側からの圧力波の伝播に伴い、配管内で蒸気の発生と凝縮に起因すると推定される大きな圧力変動が生じる場合がある。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
核融合炉真空容器内冷却材侵入事象(ICE)及び真空境界破断事象(LOVA)下における熱流動特性を把握し、核融合実験炉建設のための安全性データベースに資するために、より実機形状に近い条件下の試験を目的としたICE/LOVA統合試験装置を計画している。本報告は、ICE/LOVA統合試験装置を設計するに当たって実施した予備解析の結果の一部をまとめたものである。解析にはTRAC-PF1コードを使い、ICE事象下における統合試験装置内の圧力上昇特性を数値的に予測した。本研究の結果、(1)圧力上昇は水注入ノズルの径や個数に依存する、(2)圧力上昇は真空容器の容積及び表面温度に依存する、(3)圧力上昇はダイバータ部に設けられた間隙のサイズに依存する、(4)圧力上昇は水侵入中はフラッシング蒸発、水侵入終了後は沸騰熱伝達に依存する、ことが定量的に明らかになった。ICE/LOVA統合試験装置は平成11年9月中に完成する予定であり、本装置による一連の試験はITER EDA延長期間中のタスクとして実施される。
村松 精; 坂井 茂; 西田 優顕
PNC TN2410 93-017, 107 Pages, 1993/05
本報告書は、平成5年2月24日経団連ホールにおいて行われた第9回高速増殖炉研究開発成果報告会にもんじゅ建設所から報告した3件のスライドとオーラルペーパーをまとめたものである。発表テーマ(1)「もんじゅ」試運転の現状と今後の計画(2)総合機能試験の成果(3)性能試験計画
矢野 歳和
Nucl.Eng.Des., 79, p.101 - 113, 1984/00
被引用回数：4 パーセンタイル：45.49(Nuclear Science & Technology)BWR・LOCA条件の高温高圧水がフラッシングしてボイド率が急激に変化する配管の臨時破断時の計測のため高応答のガンマ線密度計を開発した。初期条件は6.86MPaの飽和水である。その結果以下の結論が得られた。(1)計測精度を上げるため円錐形状のスリットを用いたがこの方法は非常に役立つ。(2)希薄波通過後のボイド率が急激に上昇する現象が明確に計測された。(3)ボイド率の上昇はまず最初に破断後に生じ、次に圧力回復過程でボイド率の極小値が生じる。
矢野 歳和
JAERI-M 83-192, 37 Pages, 1983/11
配管の瞬時破断時の過渡的な流出流量を明らかにするためには、高感度のボイド計が必要てある。そこで高温高圧水のフラッシングによるボイド率変化を計測するためガンマ線密度計を開発した。ボイド率変化の計測はBWR・LOCA条件下での6インチ口径管による配管破断試験において実施した。ガンマ線密度計の信頼性と精度を明らかにするため、アクリル製の模擬ボイドによる落下試験と冷水が満たされた配管の中に空気を吹き込んで較正試験を実施した。配管破断試験でのボイド率計測から以下の結論を得た。(1)計測精度を上げるためには円錐状のスリットを用いる方法が有効である。(2)配管の瞬時破断時に膨張波が通過した後ボイド率が急激に増加する現象が確認できた。(3)破断後のボイド率の最初の極大値はある遅れ時間を得て生じる。次に、ボイド率の極小値は圧力回復過程の圧力の極大値およびブローダウン推力の最大値と同時刻に生じる。
田坂 完二; 傍島 真; 鈴木 光弘; 斯波 正誼
JAERI-M 6703, 121 Pages, 1976/09
BWRの冷却材喪失事故の模擬実験装置であるROSA-IIIによる実験の予備解析をRELAP-4Jプログラムを使って行った。今回の解析の目的はROSA-IIIが実炉に於ける冷却材喪失事故を充分よく模擬できる設計になっているかどうかを検討することにある。解析の結果以下の点が明かとなった。(1)BWRのLOCAに於て重要な下部プレナムフラッシングはダウンカマー水位が破断孔に到達して系の圧力が急降下し、それにともなって下部プレナムが激しい沸騰を開始し、炉心入口流量が急増する現象である。(2)燃料棒と模擬燃料棒の電気ヒータでは蓄積熱が大きくちがい、出力の時間変化を同一とした時はLOCAに大差を生じる。(3)ROSA-IIIの電源としては定格の9MWなくても、その40%以上あれば、しばらく出力を一定に保つことにより炉心入口流量の下部プレナムフラッシングにともなう時間変化をかなりよく模擬することができる。(4)電気ヒータで実際の破覆管表面温度の挙動を模擬するのは容易ではない。
