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論文

Analysis of pressure- and temperature- induced steam generator tube rupture during PWR severe accident initiated from station blackout

日高 昭秀; 丸山 結; 中村 秀夫

Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 15 Pages, 2004/00

シビアアクシデント研究の進展により、PWRの全交流電源喪失(TMLB')中は、加圧器逃がし安全弁からの蒸気流出により、圧力容器破損前に加圧器サージラインがクリープ破損するため、格納容器直接加熱が起きる可能性は低いことが明らかになった。しかしながら、その後、何らかの原因で2次系が減圧された場合、ホットレグ水平対向流による温度上昇と差圧により、SG伝熱管がサージラインよりも先に破損する可能性が指摘された。事故影響緩和の観点からは、このような圧力及び温度に誘発される蒸気発生器伝熱管破損事故(PTI-SGTR)は、放射性物質が格納容器をバイパスし、事故影響を増大させるため好ましくない。USNRCは、SCDAP/RELAP5コードを用いて当該シーケンスの解析を行ったが、サージラインの方が伝熱管よりも早く破損する結果となった。しかしながら、USNRCの解析では、伝熱管入口部の温度予測に影響を与えるSG入口プレナムの蒸気混合に関して粗いノード分割を用いていた。そこで、蒸気混合の影響を調べるため、MELCOR1.8.4コードを用いて、同一シーケンスに対する解析を行った。その結果、2次系が減圧されないTMLB'ではサージラインが最初に破損するが、2次系が減圧されるTMLB'では伝熱管の方が先に破損する結果となった。PTI-SGTRの発生条件に関してさらに調べる必要がある。

論文

Improvement of CHF correlations for research reactors using plate-type fuels

神永 雅紀; 山本 和喜; 数土 幸夫

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, p.1815 - 1822, 1997/00

通常運転時において、下向流により炉心を冷却している研究用原子炉では、1次冷却材の流量が喪失した場合、炉心内で強制循環による下向流から自然循環による上昇流へと流れの向きの逆転が生ずる。このため、設計では原子炉停止後の補助ポンプ等による炉心冷却の必要性、流れが逆転する際の燃料の安全性を評価する上で流速零を含むCCFL条件下の限界熱流束(CHF)の検討が重要となる。著者らがこれまでに提案したCCFL条件下のCHF相関式は、保守的な評価をするために冷却材のサブクール度を考慮しなかった。本研究では、垂直矩形流路におけるCCFL条件下のCHFについて、CHFに及ぼす流路入口サブクール度及び軸方向出力分布の影響を既存の実験データに基づき定量的に評価し、新たな相関式を提案した。さらに、提案したCHF相関式を安全評価に適用した場合の具体例を解析結果と共に示し、これまでの評価の保守性を定量的に示した。

論文

Study on charateristics of void fraction in vertical countercurrent two-phase flow by neutron radiography

松林 政仁; 数土 幸夫; 羽賀 勝洋

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.699 - 705, 1996/00

本研究では、これまで気液二相流動の流動様式の有力な観察実験装置として実績を有しているJRR-3M中性子ラジオグラフィ装置を用いて対向二相流落下水制限(CCFL)下の流動観察とボイド率測定を行い、これまで差圧測定では絶対値が小さく、かつ、相対的に変動が大きいため把握できなかった流動特性を把握し、併せて、解析モデルの妥当性を検討した。その結果、中性子ラジオグラフィが差圧測定からは把握できないボイド率を測定するのに有効であることがわかった。また、解析モデルがボイド率特性を良く予測することがわかった。

論文

Development of interfacial friction model for two-fluid model code against countercurrent gas-liquid flow limitation in PWR hot leg

大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(3), p.223 - 232, 1992/03

PWRホットレグでの気液対向流制限に対する二流体モデルコードのための界面せん断力モデルを、大貫らによる対向層状流での界面せん断力モデルをベースに開発した。まず、定常の包絡線モデルにより検証された大貫らのモデルが二流体モデルコードによる動的な計算において有効に機能するか否かを、代表的な二流体モデルコードであるTRAC-PF1/MOD1を使い解析した。その結果、大貫らのモデルはホットレグ内スラグ流での適切な界面せん断力モデルと組み合わせる必要のあることがわかった。ホットレグベンド部でのモデル及びホットレグ水平管内でのまき波領域に対するモデルをスラグ流モデルとして提案した。種々のスケール、圧力及び流体の種類(内径:0.025-0.75m、圧力:0.1-7.1MPa、空気-水または蒸気-水)のもとでの実験データにより本モデルを検証し、本モデルの有効性を確認した。

報告書

Assessment of TRAC-PF1/MOD1 for Countercurrent-annular and Stratified Flows

大貫 晃

JAERI-M 85-219, 19 Pages, 1986/01

JAERI-M-85-219.pdf:0.63MB

環状流および層状流の流動様式を示す円管内での空気-水対向流制限(CCFL)のデータを使い、TRAC-PF1/MOD1の予測性能の評価を行った。形状パラメータとして長さ、内径、傾斜角度をとり、加圧水型炉のホットレグを模擬した傾斜管付き水平管のデータに対しても評価を行った。環状流の相関摩擦係数に対しては、Wallis型およびBharathan型の2種類の相関式を調べた。データとの比較から、Wallis型の相関式のほうが落水が止まる点(バイパス点)をよく予測した。一方落水を生じる領域ではBharathan型のほうがよりよい予測を示すものの、正確な予測のためには円管の上下端に付加的な形状損失係数が必要なことがわかった。層状流およびホットレグ模擬管のデータに対しては、バイパス点を与える空気流速を過小評価するものの落水を生じる領域に対してはよい予測を与えた。

論文

Experimental modeling of steam-water countercurrent flow limit for perforated plates

傍島 真

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(9), p.723 - 732, 1985/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:60.42(Nuclear Science & Technology)

蒸気-水の多孔板における対向流抑制(CCFL)の実験を、孔径、孔縁切欠き、板厚を変えて行った。その結果、既存のCCFL相関式はこれらの形状変化に依存していることが示された。多孔板における流動の観察に基づいて、CCFL流量を算出する簡潔な相分離モデルを導き出し、これを種々の形状範囲の実験について検討した。その結果、形状のみから決まるパラメータを用いて、実験結果をよく予測できることが示された。

論文

Characteristics of countercurrent gas-liquid two-phase flow in vertical tubes

山口 勝治*; 山崎 彌三郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(12), p.985 - 996, 1982/00

 被引用回数:40 パーセンタイル:95.14(Nuclear Science & Technology)

管径40mm及び80mmの垂直管内の空気-水対向ニ相流のフローパタンとボイド率を測定した。フローパタンは観察によって決定しフローマップに示した。スウグ流領域が広い範囲を占めている。ボイド率は急速遮蔽弁によって測定した。ボイド率のデータと今迄の文献に見られるものとを併せ、無次元整理式にまとめた。ボイド率についてはドリフトフラックスモデルとも比較を行った。気液対向ニ相流の知見は原子炉のLOCA-ECCS解析で必要とされるが、これまで広範囲にわたる実験値は得られていなかったものである。

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