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菱田 誠; 武田 哲明; 武仲 五月*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Enginering (ICONE), Vol. 2, 0, p.1093 - 1100, 1995/00
高温ガス炉の一次冷却系主配管破断事故時の第1段階における空気浸入挙動を調べるため、HTTRの約1/5の実験装置を用いて、試験体内各部における混合気体の密度変化、酸素、二酸化炭素及び一酸化炭素の濃度変化を調べた。模擬炉心体の温度をパラメータとし、この温度を400Cから1000Cまで変えた時の空気浸入挙動を実験によって明らかにした。
武田 哲明; 菱田 誠
日本機械学会論文集,B, 60(569), p.208 - 214, 1994/01
高温ガス炉の配管破断事故時には分子拡散と自然対流が重畳した流れが炉内に生じる。本研究では、この流れを数値解析によって調べ、配管破断後の濃度変化及び流速の早い空気流入流の発生時刻等を明らかにした。
文沢 元雄
日本機械学会論文集,B, 59(567), p.3686 - 3693, 1993/11
高温ガス炉スタンドパイプ破断時空気侵入挙動解明の一環として、不安定密度成層間の円筒状接続管において対向する流れの流速を測定する実験を行った。レーザ流速計を用いた測定より、浮力置換流の体積流量を算出する手法を開発した。また半球内自然対流が接続管での置換流挙動に及ぼす影響も調べた。その結果、以下のことが分かった。円筒状接続管では時間的にも空間的に不規則な置換流が生じている。置換する流体の局所流速分布は、レーレー数の増加とともに一山分布から二山分布に変化する。冷却半球内面温度が加熱面温度より低い場合、置換する気体の体積流量は冷却半球内面温度が加熱面温度に等しい場合に比べて低下する。
菱田 誠; 文沢 元雄; 武田 哲明; 小川 益郎; 武仲 五月*
Nucl. Eng. Des., 144, p.317 - 325, 1993/00
被引用回数:12 パーセンタイル:74.44(Nuclear Science & Technology)配管破断事故は高温ガス炉の安全解析を行う上で、重要な事故事象である。本報告では、一次冷却系主配管破断事故時の初期段階における空気浸入挙動とスタンドパイプ破断事故時の初期段階と後期段階における空気浸入挙動について、当研究室が約5年間をかけて行ってきた実験及び数値解析による研究成果の概要を紹介する。
B.Han*; 小川 益郎; 江森 恒一; 菱田 誠
JAERI-M 92-167, 124 Pages, 1992/11
高温ガス炉の配管破断事故時の熱流動特性をより高精度で予測するため、空気侵入による高温での黒鉛腐食を伴なった混合ガスの自然対流中における物質伝達に関する実験を行った。多流路試験部は、全体に逆U字型をしている。逆U字流路の片側は、それぞれ並行な、二本の高温の黒鉛製流路と一本の低温の金属製流路からなっている。出入口における酸素、一酸化炭素、二酸化炭素のモル分率、黒鉛管の腐食厚さ、流量配分などを1200C以下の黒鉛流路の様々な温度条件下で測定した。これらの結果からシャーウッド数と黒鉛流路入口からの無次元距離との関係を得た。本実験条件では、出口における一酸化炭素のモル分率の最大値は0.25%であり、得られたシャーウッド数は、熱・物質伝達のアナロジーを仮定して得られる値より小さかった。
Ju.Huaiming*; 小川 益郎; 菱田 誠
JAERI-M 92-160, 65 Pages, 1992/11
高温工学試験研究炉(HTTR)のような高温ガス炉における一次冷却系配管破断事故時の熱流動特性を予測するため、管路網計算コードを開発した。本計算コードでは、黒鉛の化学反応を伴う多成分混合気体(窒素、酸素、ヘリウム、一酸化炭素、二酸化炭素)の自然対流を扱う。一次元の混合気体の質量、運動量、エネルギー保存式と各成分気体の質量保存式を管路網モデルを用いて解いた。本計算では、HTTRの冷却流路を簡単に模擬した実験装置の試験流路体系を対象とした。この試験流路は、全体には逆U字型をしており、この逆U字の一方の垂直流路部は、3並列流路となっている。3並列流路のうち2流路は黒鉛流路である。この数値計算コードによって、空気侵入流量、冷却流路への配分流量、一酸化炭素の発生量、黒鉛腐食量を計算することができた。
小川 益郎
JAERI-M 92-139, 132 Pages, 1992/10
高温ガス炉の配管破断事故時における黒鉛の腐食速度や一酸化炭素の発生量を予測するため、黒鉛円管内の層流において、一酸化炭素の燃焼反応と黒鉛の固気化学反応を伴なう場合の多成分混合気体(ヘリウム、酸素、一酸化炭素、二酸化炭素の4成分)系の物質伝達に関する数値解析を行った。本数値解析では、各成分気体の質量保存式の拡散項に、便宜的な2成分拡散係数を用いる方式ではなく、多成分拡散係数を用いる本来の方式を採り、それらを解いた。入口レイノルズ数を50~1000、黒鉛温度を800~1600C、入口での酸素質量分率を0~0.5の範囲で変化させ、各成分気体の物質伝達率を計算した。その結果、物質伝達特性に及ぼす一酸化炭素の燃焼反応や黒鉛の固気化学反応の影響を定性的・定量的に把握することができた。
茶木 雅夫*; 大橋 弘忠*; 秋山 守*; 文沢 元雄
日本原子力学会誌, 34(6), p.526 - 528, 1992/06
被引用回数:0 パーセンタイル:0.36(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉配管破断事故時の炉内伝熱流動安全性研究の一環として、密度の異なる気体中に噴出する層流円形自由噴流の数値解析コードSIMPLESTを開発した。本コードで、噴出口付近の流れを詳細に扱えるように改良した。解析の結果、噴出口における境界条件をアルゴン下降噴出流の実験により近いものとすることにより、従来の研究に較べて噴出気体の濃度測定実験に近い結果が得られた。
岡本 孝司*; 文沢 元雄
Proc. of the 1992 Int. Seminar on Imaging in Transport Processes, p.6-1 - 6-11, 1992/00
高温ガス炉の配管破断時炉内熱流動安全性研究の一環として、マッハツェンダ画像を用いた2次元過渡密度分布を測定した。測定方法は、干渉縞の移動から代表点における密度の絶対値の時間変化を求め、また任意の時刻での画像から密度分布の相対値を求め、これらを組み合わせることで、2次元過渡密度分布を算出することである。この方法を用いて、密度差噴流による置換過程における過渡密度分布を測定した。その結果、ヘリウム中への上向き空気噴流に対して、噴出口上部で密度成層が形成されることを定量的に示すことができた。
文沢 元雄; 菱田 誠; 稲垣 嘉之
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics, p.369 - 376, 1992/00
高温ガス炉では、原子炉の上部に接続されている配管の破断事故が生じると、破断口から空気が炉内に浸入する。炉内への空気の浸入特性は、破断口における対向流(又は置換流)挙動に依存する。そこで、本研究ではレーザー流速計を用い、流れを乱すことなく、置換する体積流量を算出する手法を検討した。その結果、半球容器内面温度が冷却容器内面温度に等しい場合置換する体積流量は、半球容器内面温度が加熱温度に等しい場合に比べて、約64%に低下することが分かった。また流量の標準誤差は15~22%であることも分かった。
丸山 創; 岡本 太志*; 中川 繁昭; 新藤 雅美
JAERI-M 90-195, 33 Pages, 1990/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の安全評価において1次冷却設備の配管破断事故の代表事象を選定するため、二重管破断事故及び内管破損事故について開口面積をパラメータとして感度解析並びに評価を実施した。その結果、二重管破断事故、内管破損事故それぞれにおいて、炉心損傷の観点から、大破断事故(100%破断)を代表事象として選定した。安全評価の結果、それぞれの事象において、事故時の判断基準を上回らないことが確認された。
菱田 誠; 小川 益郎; 武田 哲明; 文沢 元雄
Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.163 - 169, 1989/10
高温工学試験研究炉の一次冷却系配管破断事故時における空気の浸入挙動及び黒鉛材料の酸化に関する研究を行った。空気の浸入挙動に関しては、逆U字管内への浸入挙動を解析及び実験によって調べるとともに、HTTRを簡単に模擬した試験体内への浸入挙動を実験によって調べた。その結果、模擬配管破断後しばらくの間は空気は拡散と微弱な自然循環によって浸入すること、空気の自然循環が発生するのはかなりの時間が経過した後であること等が分かった。黒鉛材料の酸化に関しては、黒鉛管内に高温のヘリウム-空気混合気体を流して酸化量を実験的に調べた。その結果、酸化量は、熱伝達と物質伝達のアナロジーが成立するとして熱伝達率から求めた物質伝達率を用いて評価できることが分かった。