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三島 嘉一郎*; 中村 秀夫
JAERI-Review 2001-012, 51 Pages, 2001/03
JAERI-Review-2001-012.pdf:2.26MB
原子炉事故時挙動最適評価解析コードの予想精度向上を目的として、二流体モデルに界面面積輸送モデルを組み込み、気液二相流モデルに予測する試みがなされている。しかし本モデルは開発途上のため、依然として多くの理論的考察と実験データの蓄積が必要である。本研究は、界面面積輸送モデルの開発に寄与するため、大口径円管内の多次元的な気液二相流で界面面積分布を測定し、流動特性の把握とデータベースの構築を目指すものである。11年度は、本モデルの開発及び大口径管内気液二相流の特性解明にかかわる研究をレビューした。その結果、1次元的に気泡形状が球形に近い気泡流では、ダブルセンサプローブが良い計測結果を出しているが、スラグ流やプラグ流等の多次元的流動では、界面面積計測法、理論的考察ともに未完成で、開発要素が大きいことを明らかにした。これらの結果を今後の研究計画に反映させる。
高瀬 和之; 秋本 肇
Proceedings of IAEA 18th Fusion Energy Conference (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00
核融合実験炉ITERの真空容器内に冷却材が侵入する事象はICE(Ingress-of-Coolant Event)と呼ばれる。著者らはICE予備実験装置を使ってICE事象時の物理現象を調べ、圧力上昇に及ぼす支配因子を摘出した。ICE予備実験の結果からICE事象時のITER安全性を予測することは、ICE予備実験装置がITER形状を模擬していないため困難である。しかしながら、ICE挙動の定量化及び安全性評価解析コードによる実験データの検証は核融合炉の安全設計にとってたいへん重要である。そこで、ITERの圧力抑制システムを参考にしてICE統合試験装置を製作し、ICE事象時の安全システムの妥当性を定量的に調べた。また、軽水炉の安全性評価解析に利用されたTRAC-PF1コードを使って数値解析を行って予測精度の妥当性を評価した。本研究の結果、ITERのサプレッションタンクシステムはICE事象時の圧力上昇を抑制するために十分効果的であることがわかった。また、ダイバータやサプレツションタンク内の二相流挙動を定量的に把握することができた。さらに、TRAC-PF1コードによる解析結果は試験結果を十分予測でき、核融合炉用安全性評価解析コードの開発に高い見通しを得た。
白川 典幸*; 堀江 英樹*; 山本 雄一*; 松宮 壽人*
JNC TJ9440 2000-008, 47 Pages, 2000/03
JNC-TJ9440-2000-008.pdf:1.96MB
伝熱流動数値実験によって、化学反応を伴う伝熱流動が高速炉を構成する機器に及ぼす影響を評価するには、反応の発生箇所近傍だけでなく機器全体を解析対象とする必要がある。そのため、計算負荷の観点から微視的な解析手法を直接用いることができない。このため、使用する熱流動解析コードには、化学反応によって生じる多相・多成分の反応性流体の挙動をモデル化し、相関式として組み込まなければならない。反応性流体の化学反応の量は反応する相間の境界面積に依存し、この面積は界面の形状によって大きく変化する。しかし、ナトリウム-水反応のように化学反応を伴う系については、これに関する実験的知見もないのが現状である。そこで本件では、微視的解析手法である粒子法を用いて、多相・多成分・反応性流体の挙動を機構論的に解析し、流動様式や境界面積に関する知見を得ることを最終的な目的とする。本年度は、粒子法を用いて水・ナトリウム反応を扱うための第一段階として、液体ジェットが他の液体プールに噴出する際の流体力学的挙動への粒子法の適用性を検討することを目的とした。このため、文献調査によりジェット流動様式のメカニズムを検討するとともに、ここでの目的に合致する、「ガソリンプールに水を噴出させる実験」を選び、解析した。また、蒸気発生器内部の伝熱管水リーク事故では管群内のジェット流を解析する。このような複雑体系への本手法の適用性を検討するため、蒸気発生器安全性総合試験(SWAT/Run19試験)を例として化学反応を含まない流体力学のみの予備解析を実施した。その結果、伝熱管群を含む複雑体系においても、高速ジェット流とプール流体との相互作用を考慮した流動挙動への適用性が確認できた。さらに、今後扱うべき現象のモデリングについて検討し、相変化と化学反応経路を選定し定式化を行った。水の相変化は伝熱律速モデルに基づき、化学反応は水・水素転換率をパラメタとした一括反応モデルに基づいている。また、コード構成についても概念設計を行った。
小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇
日本機械学会2000年度年次大会講演論文集, 1, p.609 - 610, 2000/00
核融合実験炉ITERで真空容器内に冷却材が侵入する事象(ICE事象)が起きた場合の水-蒸気二相流挙動やサプレッションタンクによる安全システムの妥当性を定量的に把握するために、著者らはコンパクトITERの大きさを約1/1600の縮尺で簡略モデル化したICE統合試験装置を制作した。本報はICE統合試験装置で得られた結果をTRAC-PF1コードを使って検証した結果について述べる。TRAC-PF1は軽水炉の安全性評価を目的として開発された熱流動解析コードであり、核融合実験炉の安全評価解析コードとしての利用が期待されている。本研究ではTRAC-PF1の予測精度を実験データをもとに明らかにするとともに今後目指す核融合実験炉用解析コードとしての改良項目等を特定化することを目的とする。一連のICE事象解析を行い、真空容器内の圧力変動やボイド率分布を数値的に十分予測できることを確認した。また、サプレッションタンク方式による圧力上昇抑制機構がICE事象時の安全システムとして有効であることを解析的に示した。今後は凝縮等の解析モデルを改良することによって計算精度の向上を図る考えである。
斎藤 茂幸*; 池田 則生*; 杉山 和稔*; 岩崎 隆一*; 諸岡 幸一*; 景山 宗一郎*
JNC TJ1400 99-025, 483 Pages, 1999/02
本研究は,西暦2000年までに核燃料サイクル開発機構(以下JNCとする)より提出される「地層処分研究開発第2次取りまとめ」(以下,第2次取りまとめとする)に関わる成果の内容に対し,指摘すべき技術的内容について一定の研究成果を出し,両者を比較評価することにより専門家間の実質的な技術情報の共有化と理解の促進を図ることを目的とする。本研究では,平成10年9月に動力炉・核燃料開発事業団(現JNC)により提示された「第2次取りまとめ第1ドラフト」に対し,以下の検討を行った。・地質環境条件の調査研究の分野に関する記述内容及び記述方針等に関わる分析・専門家として指摘すべき技術的事項(課題)の提示及び研究実施内容(研究テーマ)の設定・各研究テーマごとの研究成果及び課題の提示 研究テーマは課題の重要性及び幅広く専門家の意見を反映できることに留意し,主として7項目を設定した。これらの研究を行った結果として,地質環境特性データ(特に岩石物性データ)の取り扱いに関する留意事項,花崗岩中の地下水水質形成機構に関する知見,地下水中の溶存有機物に関する知見,岩石の微細間隙構造の定量的な評価手法の開発可能性,処分地選定における考慮事項,将来予測における不確実性の取り扱い方に関する考え方等に関し知見の整理と課題の提示を行い,さらに課題解決のロジックのレビュー結果を示した。