検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 6 件中 1件目~6件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Evaluation of seawater effects on thermal-hydraulic behavior for severe accident conditions, 1; Outline of the research project

吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之

Proceedings of International Conference on Power Engineering 2015 (ICOPE 2015) (CD-ROM), 9 Pages, 2015/11

In the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, seawater was injected into the reactor to cool down the nuclear fuels. The injection of the seawater may change the thermal-hydraulic characteristics. Therefore, the thermal hydraulic behavior of seawater has to be evaluated to consider the current status of Fukushima Daiiichi Nuclear Power Plants. However, there is little information about the thermal-hydraulic characteristics of seawater. In order to understand the effects of the seawater on the thermal hydraulic behaviors, a research project was started in Japan Atomic Energy Agency. In this research project, we performed two-different type experiments, one is a heat transfer and visualization experiment by using an internally heated annulus, the other is a heat transfer experiment by using a degraded core simulated test section. In this paper, the outline of the research project and examples of results are reported. For single phase flow conditions, heat transfer coefficients of evaluated by the existing correlation and thermal properties of the artificial seawater almost agreed with the experimental results. For two-phase flow conditions, the results of the artificial seawater were different from that of pure water and the NaCl solution. In the artificial seawater, small solid depositions were observed, and it was considered that these solid depositions affected the thermal hydraulic behavior of the artificial seawater.

報告書

Numerical prediction of turbulent heat transfer augmentation in an annular fuel channel with two-dimensional square ribs

高瀬 和之

JAERI-Research 95-089, 26 Pages, 1996/01

JAERI-Research-95-089.pdf:1.15MB

高温ガス炉用標準燃料棒に比べて乱流熱伝達率を向上させるために、矩形突起付き燃料棒の開発が行われた。この矩形突起付き燃料棒の伝熱性能を評価するために、2次元の矩形突起を有する環状燃料チャンネル内の乱流熱伝達率が、k-$$varepsilon$$乱流モデルと2次元軸対象座標系を使って十分に発達した非圧縮性流体に対して数値的に解析された。数値解析は、3000から20000のレイノルズ数範囲に対して、矩形突起のピッチと高さの比が10、20、40の3つの場合について行われた。熱伝達率の予測値は、矩形突起付き燃料棒による実験データから求められた熱伝達相関式に対して、矩形突起のピッチと高さの比が10、20、40の場合にはそれぞれ10%、20%及び25%以内の誤差で良く一致した。本研究により、矩形突起による伝熱促進効果は本数値シミュレーションによって十分予測できるとともに、矩形突起による伝熱促進のメカニズムは乱流エネルギー分布の流れ方向の変化から説明できることが明らかになった。

論文

高温ガス炉用突起付き燃料棒の熱流動解析,I; 3次元突起を有する場合

高瀬 和之; 秋野 詔夫

機械学会茨城講演会講演論文集, 0, p.125 - 126, 1995/00

本研究は、高温ガス炉の炉心流動条件と同じレイノルズ数範囲に対して、3次元スペーサリブ付き環状流路の伝導流動特性をk-$$varepsilon$$乱流モデルを使って数値的に検討し、流路の熱伝達率と摩擦係数の定量的評価を可能にしたものである。報告者による従来の研究では、レイノルズ数が5000以上の範囲に対して実験結果と良い一致を示した。今回は、k-$$varepsilon$$乱流モデル定数及び乱流プラントル数の値を改良することによって、実験結果と良く一致するレイノルズ数の下限を高温ガス炉定格運転時の炉心出口レイノルズ数である3000まで低下させることができた。この結果、高温ガス炉用突起付き燃料棒の伝熱性能の数値予測に関して高い見通しを得た。

報告書

Numerical prediction on turbulent heat transfer of a spacer ribbed fuel rod for high temperature gas-cooled reactors

高瀬 和之

JAERI-Research 94-034, 28 Pages, 1994/11

JAERI-Research-94-034.pdf:1.12MB

3次元台形状のスペーサリブを表面に持つ高温ガス炉用燃料棒の乱流熱伝達を、k-$$varepsilon$$乱流モデルと境界適合座標系を使って数値的に解析した。また、出口最高温度1000$$^{circ}$$C、圧力4MPaのヘリウムガス条件のもとで模擬燃料棒を用いて実験的に調べた。実験の結果、燃料棒の乱流熱伝達率は2000を超えるレイノルズ数域では、同心平滑環状流路の値よりも18%から80%も上昇することがわかった。一方、燃料棒の平均ヌッセルト数の計算値は、実験データから得られた熱伝達相関式に対して5000以上のレイノルズ数域では10%の相対誤差で良く一致し、本計算結果は十分な精度を有していることを確認した。さらに、スペーサリブによる伝熱促進効果や流路断面積の減少による軸方向流速増大の効果を数値計算によって定量的に明らかにした。

論文

Pool-boiling/bubbling void fraction in an annular flow channel

小泉 安郎*; 熊丸 博滋; 三村 裕一*; 村上 洋偉*; 田坂 完二

Nucl. Eng. Des., 132, p.381 - 391, 1992/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

外管内径22mm、内側ロッド外径12mmの環状流路内のボイド率測定を大気圧下の水-空気系及び3MPaの水-蒸気系に対して行った。両実験の結果を既存のボイド率相関式と比較したところ、Griffithの相関式とはよい一致を得たが、他の相関式は矛盾なく両実験結果を表すことはできなかった。水-蒸気の実験結果をRELAP5/MOD2コードで解析したところ、同コードはボイド率を過大に予測した。同コードの界面摩擦計算モデルをGriffithの相関式で置き換えたところ、良好な一致を得ることができ、本実験のようなプール条件下で低蒸気流速の場合の流れの解析をRELAP5コードで行う場合には、ボイド率相関式(Griffithの相関式など)を同コードに取り入れることが有効な手段であることが示された。

論文

Investigation of pre- and post-dryout heat transfer in upword steam-water two-phase flow at low flow rate

小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(12), p.965 - 984, 1982/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:66.29(Nuclear Science & Technology)

均一発熱棒を有した環状流路内上向き水-蒸気二相流熱伝達実験を、圧力31bar、流量0.2$$times$$10$$^{6}$$~1.0$$times$$10$$^{6}$$kg/m$$^{2}$$h、入口クオリティ0.5~1.0、熱流束4.5$$times$$10$$^{5}$$W/m$$^{2}$$以下の条件で行った。この領域は軽水炉のLOCA解析を行う際重要な領域であるが既存のデータは少ない。既存の熱伝達実験式および半理論式の本実験領域への適用性の検討に重点をおき、これらの相関式と測定された熱伝達率との比較考察を行った。ドライアウト前の領域では測定値は従来の相関式による値より1桁小さい値であった。ドライアウト後の領域では、従来の相関式で無視されていた液相による伝熱面冷却の効果を考慮に入れる必要があることが明らかとなった。Groeneveldのドライアウト後の熱伝達率相関式は測定結果と0~27%の精度で一致した。

6 件中 1件目~6件目を表示
  • 1