Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 永武 拓; 吉田 啓之
混相流, 31(2), p.162 - 170, 2017/06
東京電力福島第一原子力発電所事故では、非常用冷却水の注水・除熱機能が失われたため海水が注水された。しかし、炉内への海水注入は行われたことがなく、海水による燃料集合体の冷却は検討されていない。本研究では、海水を用いてプール核沸騰実験を実施し、伝熱面温度と伝熱面上の海水塩析出層厚さの測定を行い、海水塩析出物が核沸騰熱伝達へ与える影響について評価した。また、燃料棒と同様な寸法の内管加熱部を持つ鉛直二重管流路での上向き強制流動沸騰実験を実施し、海水の流動沸騰への影響についても議論した。その結果、高濃度の人工海水では、一定かつ低い熱流束であっても壁面過熱度が次第に増加し、既存の伝熱評価式から外れる、伝熱面温度の逸走が起きることを確認した。海水塩析出層厚さの測定から、この伝熱面温度の逸走は、伝熱面上に海水塩の1つである硫酸カルシウムが析出し、時間とともに析出層が厚くなることにより、表面までの熱抵抗が増加して起きる現象であると考えられる。また、海水塩濃度が高いほど、より低い熱流束で伝熱面温度の逸走が起きており、海水塩の伝熱面上での析出は、伝熱面近傍の海水塩濃度が関係すると考えられる。流動沸騰条件では、下流では海水の濃縮が進むため、下流の伝熱面にはプール核沸騰実験よりも低い熱流束で海水塩が析出し、伝熱面温度の逸走が発生することを確認した。
高瀬 和之; 功刀 資彰*; 山崎 誠一郎*; 藤井 貞夫*
Fusion Technology, 34(3), p.640 - 644, 1998/11
核融合炉の真空容器内冷却材侵入事象(ICE)時には、水の沸騰・蒸発に伴って圧力が急上昇するため、条件によっては真空容器破損を引き起こすことが考えられる。ITERの設計では、真空容器内で圧力が上昇した場合にはプラズマチャンバー部とぼぼ同じ大容積を持つサプレッションタンクを接続することによって系統内の減圧を図る計画である。しかし、サプレッションタンクの構造は複雑であり、核融合炉の合理化のためには縮小簡略化が期待されている。本研究ではICE事象時の圧力上昇緩和を目的として、サプレッションタンクに代わる方法の性能を実験的に調べた。水の飽和温度と飽和圧力の関係から、ICE事象が起きた場合には真空容器内に設けた低温部で水蒸気を凝縮させて、低温部の温度で定まる飽和圧力にまで容器内圧力を低下させることが理論上可能である。そこで、既設のICE予備実験装置に水冷ジャッケット付き小型タンクを配管を介して接続して、ICE時の圧力上昇を強制的に抑制する手法を考案した。現在のところ、真空容器の約10%の容積タンクでも冷却温度を変えることによってICE事象後の圧力上昇を任意の圧力以下で抑制できることがわかった。
数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(7), p.516 - 530, 1980/00
被引用回数：33 パーセンタイル：92.53(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉の仮想事故である冷却材喪失事故の再冠水過程に出現する炉心内熱水力現象の一部を形成する、膜沸騰熱伝達について、その現象を明らかにし安全解析コード開発に資するため、PWR-FLECHT実験結果の検討と単一発熱体実験を行なった。その結果次のことが明らかとなった。入口サブクール度,入口流速および発熱体出力から決るクエンチ点の局所のサブクール度?Tsubが熱伝達率を支配する大きな要因であること、?Tsubが零である時の飽和膜沸騰熱伝達率hc,satは、クエンチ点から注目する位置までの長さを代表長さに取る事によってBromleyタイプの表式で表わされること、?Tsubが零でないサブクール膜沸騰熱伝達率hc,sabは?Tsubとhc,satとで簡単な表式、hc,sub/sc,sat=1+0.025・?Tsub(?Tsub:
C)、で表わされることがわかった。この表式は実験結果を
20%内の誤差で評価できる。
堀池 寛; 近藤 梅夫*; 森田 洋昭*; 菅原 享*; 白形 弘文; 田中 茂
Review of Scientific Instruments, 50(11), p.1452 - 1457, 1979/00
イオン源のロングパルス運転を行い、その引出電極の冷却の実験を行った。電極には強制水冷却を行う銅電極を用いて 1~5A、30KeVのビームを最大10秒間引き出した。その時電極グリッド部分の平均熱負荷は最高130W/cm
で、この様な高熱負荷は電極配置をビームの発散が悪くなる、従って電極熱負荷が大きくなる様にセットしたため得られたものである。接地電極の温度を2本の熱電対で測定した。その温度は230C以下に抑えられたがそれは冷却水の沸騰熱伝達によるものである。ビーム引き出し実験終了後、電極の目視観察を行ったが何らの損傷や変形は見られなかった。
数土 幸夫; 村尾 良夫
JAERI-M 6848, 60 Pages, 1976/12
燃料体事故時の再冠水時に出現する膜沸騰熱伝達について、米国PWR-FLECHT実験、従来の膜沸騰熱伝達についての研究の検討の結果、入口流速、系の圧力、入口サブクール、初期燃料体温度等の影響が明らかとなった。また、モデル実験を行って、上記の要因の影響の定量的な評価を行った。その結果、飽和膜沸騰熱伝達率 hc、satについては、Bromleyと同形式で係数が異なる表式が得られた。また、熱伝達率に大きな影響を与えるサブクールの影響については、局所のサブクール
Tsubと飽和膜沸騰熱伝達率hc、satとで、サブクール時の熱伝達率hc、satは以下のように表わせる。Hc,sat=(1+0.025Tsub)Hc,satこの表式の誤差は20%以内である。
藤城 俊夫; 佐野川 好母; 鳥飼 欣一; 大内 光男
日本機械学会論文集,B, 40(336), p.2311 - 2320, 1974/00
高速炉の安全性や液体金属MHD発電等に関連して、ナトリウムプール沸騰に関する知見を得るために行なった実験である。実験は円筒状のステンレス製ナトリウム容器の底面に直径約40mmの水平伝熱面を設けたプール沸騰実験装置を使用し、通常機械仕上げ面状態のニッケル製伝熱面からの沸騰実験を行ない、カバーガス圧力を0.01気圧から2.0気圧までパラメータにとって沸騰開始過熱度および沸騰熱伝達率の測定を行なった。その結果、まず過熱度については、他の実験者のデータと同じく圧力低下にともなって増加するが、溶存ガスの影響を無視した理論値とは一致せず、カバーガスが沸騰開始以前の状態での飽和値近く溶存して保持されるという考えに立たないと傾向が良く説明できないようであり、溶存ガスの影響が無視できないことが示唆された。又、熱伝達率は圧力が約0。2気圧以下ではsubbotinの整理式と良く一致したが、それ以上の圧力ではやや異なった。
上澤 伸一郎; Liu, W.; Jiao, L.; 永武 拓; 高瀬 和之*; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之; 高瀬 和之
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故において、炉心の冷却のために海水が注入された。炉心が海水に晒されたことはこれまで経験がなく、海水注入による冷却材の物性値の変化や海水塩の析出が炉心の冷却能力へ与えた影響についての理解が求められる。また、現在の炉内状況把握のため、海水の伝熱流動評価モデルの作成が必要不可欠である。本発表では、燃料棒と同サイズの内管加熱管を持つ垂直二重管流路による試験を行い、加熱管壁面の温度を計測することで、沸騰条件における海水の伝熱特性について純水やNaCl溶液との比較検証を行った。その結果、低熱流束においては、人工海水の沸騰曲線は純水やNaCl溶液と同等であり、既存の伝熱評価式と概ね一致した。それに対して、高熱流束においては、海水塩濃度20wt%の高濃度の人工海水のみ、純水やNaCl溶液に比べて壁面過熱度が20C程度増加した。この原因を明らかにするため、海水塩濃度20wt%の人工海水での実験終了後の伝熱面表面を調べたところ、海水塩のひとつである硫酸カルシウムが伝熱面上を覆うように析出していることを確認した。このように、高濃度の海水では、熱伝導率が低い硫酸カルシウムが伝熱面表面に析出することで、除熱性能が低下し、壁面過熱度が増加する。さらに、その析出層が流動に与える影響を明らかにするため、析出が見られた高濃度の人工海水での摩擦損失を求めた。その結果、析出が見られなかったNaCl溶液での摩擦損失と同等であり、本実験条件においては、析出層による流動阻害は確認されなかった。
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故では、炉心冷却のため海水が注入されたことから、炉内状況を正確に把握するためには、海水塩析出物が沸騰熱伝達に与える影響の評価が求められる。本報では、プールの海水塩濃度をパラメータとした海水プール飽和沸騰実験を行うことで、海水塩の析出機構について検討した。その結果、天然海水と同海水塩濃度の3.5wt%、それよりも高濃度の7wt%, 9wt%, 10wt%の人工海水において、伝熱面上での海水塩析出による伝熱面温度の非定常な上昇を確認した。また、その海水塩濃度と過熱度が非定常に増加し始める熱流束(蒸発量)には負の線形関係があることを確認した。これは、高い海水塩濃度ほど少ない蒸発量で伝熱面近傍の濃度が過飽和になり、析出が起きたためと考えられる。このように海水塩濃度が高いほど、少ない発熱量で伝熱面上に海水塩が析出し、冷却性能が大きく低下することを明らかにした。
桜田 渓史*; 川上 大良*; 坂下 弘人*; 小野 綾子; 吉田 啓之
no journal, ,
原子炉の過酷事故時には溶融デブリが圧力容器底部を貫通しペデスタル上に落下することが想定される。ペデスタルが水張りされている状況では溶融デブリは一部が粒子化し水中に分散し、残りはペデスタル床面に達し溶融プールを形成して表面が固化しクラストを形成する。このような、溶融デブリ表面が固化しその上部に粒子状デブリが堆積したデブリベッドの冷却挙動は原子炉格納容器の健全性を評価する上で非常に重要であるが、水を用いた実験は少なく、またデータが大きく散乱するなど多くの課題がある。本研究では、直径75mmの伝熱面上に粒子化したデブリを模擬した球形粒子を堆積させ、水を用いて底面加熱体系での沸騰熱伝達およびドライアウト熱流束の測定を行った。粒径を3mmから10mmの範囲で変化させてその影響を調べるとともに、得られた結果をLipinskiの1次元モデルと比較し、同モデルの底面加熱体系への適用の妥当性を検討した。
桜田 渓史*; 川上 大良*; 坂下 弘人*; 小野 綾子; 吉田 啓之
no journal, ,
原子炉の過酷事故時には溶融デブリがペデスタル上へ落下することが想定される。ペデスタルが水張りされている状況では溶融デブリは一部が粒子化し水中に分散し、残りはペデスタル床面に達し溶融プールを形成して表面が固化しクラストを形成する。このような、溶融デブリ表面が固化しその上部に粒子状デブリが堆積したデブリベッドの冷却挙動は原子炉格納容器の健全性を評価する上で重要であるが、粒子状デブリの発熱がクラスト表面からの除熱特性に与える影響については過去に報告されていない。本研究では、直径75mmの伝熱面上に粒子化したデブリを模擬した球形粒子を堆積させ、底面加熱に加えて高周波誘導加熱により粒子層を発熱させた。これにより、底面上の水の沸騰熱伝達およびドライアウト熱流束に与える粒子層発熱の影響を検討した。
川上 大良*; 桜田 渓史*; 坂下 弘人*; 小野 綾子; 吉田 啓之
no journal, ,
過酷事故時の溶融デブリの冷却機構を検討するために、伝熱面上に粒子層を堆積させ発熱密度や粒子層高さが底面での限界熱流束に与える影響を測定するとともに、伝熱面下方からの可視化実験を行った。
川上 大良*; 坂下 弘人*; 小野 綾子; 吉田 啓之
no journal, ,
原子炉の過酷事故時には溶融デブリがペデスタル上へ落下することが想定される。ペデスタルが水張りされている状況では溶融デブリは一部が粒子化し水中に分散し、残りは床面に達し溶融プールを形成して表面が固化しクラストを形成する。このような、クラスト上部に粒子状デブリが堆積したデブリベッドの冷却挙動は格納容器の健全性を評価する上で重要であるが、その影響については十分に明らかになっていない。著者らは、前報までに加熱した底面上に粒子層を堆積させた体系での実験を行い、底面での沸騰特性および限界熱流束は堆積粒子層の発熱にほとんど影響されない事実を明らかにした。本研究では、粒子層が加熱面上の限界熱流束に与える影響を明らかにすることを目的として、透明伝熱面上に粒子を堆積させ、伝熱面下方から全反射を利用した沸騰様相の可視化測定を実施した。これにより、堆積粒子層が伝熱面上のドライアウト挙動に与える影響を検討した。
