Development of dispersed phase tracking method for time-series 3-dimensional interface shape data

堀口 直樹; 吉田 啓之; 山村 聡太*; 藤原 広太*; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 14 Pages, 2022/03

In severe accidents of nuclear reactors, molten fuel and structural materials leak out of the pressure vessel into the water pool on the pedestal floor. If the water pool is shallow, the molten material enters the shallow pool as a liquid jet, disperses as debris, spreads over the floor, and it cooled by fuel-coolant interaction (FCI). Numerical simulations and experiments with state-of-the-art visualization techniques are developed and used to consider the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet as a debris jet. By performing these simulations and experiments, we obtain detailed 3-dimensional shapes of the liquid jet interfaces. However, to evaluate the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet, we require not only 3-dimensional shapes but also the velocity and size of dispersed liquid. We have developed a dispersed phase tracking method by using time-series data of 3-dimensional shapes of the melt interface obtained by numerical simulations or experiments to obtain these data. Firstly, we verified the applicability of the developed method by applying a simple system. Next, we applied the method to the numerical results of a liquid jet entering a shallow pool by TPFIT. The results show that the liquid jet entering the shallow pool reproduces the dispersion behavior of the fragments. The generated fragments were quantitively confirmed to have curved and rotational trajectories with complex nonlinear motions. In the relationship between the volume equivalent diameter of the fragments and the magnitude of velocity, it was confirmed that the larger the equivalent diameter, the smaller the velocity fluctuation.

VISUAL: A Software Package for Plotting Data in the RADHEAT-V4 Code System

佐々木 敏彦*; 山野 直樹

JAERI-M 84-064, 173 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-064.pdf:3.18MB

本報告は、ソフトウェアーパッケージVISUALの特徴、機能及び構成について述べたものである。その特徴の一つは、RADHEAT-V4コードシステムの多種・大量のデータを多様な形式で図形表示できることであり、さらに、ユーザーが実行データを会話処理において容易に取扱えることにある。まあ、本プログラムは昨日の柔軟性を考慮して、可変ディメンション化されている。VISUALは、2次元図、等高線図及び3次元図をTSS端末、NLPあるいはCOMに作図することができる。VISUALの機能を利用することにより、データプールに作成されている計算データ及び実験データを容易に図形化することが可能である。本報告では、ユーザーがVISUALを有効に利用できるよう多くの情報を記述している。

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データレポート,12; TEST 1205

竹下 功; 久木田 豊; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼

JAERI-M 9405, 121 Pages, 1981/03

JAERI-M-9405.pdf:3.02MB

本報告書は、昭和54年11月9日に実施したTEST1205のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。本試験ではバキュームブレーカを閉状態で固定し、その他の試験条件は同一破断口径による基本ケースであるTEST1203とほぼ同一に設定した。本試験におけるプールスウェル時のウェットウェル気相部最高圧力、ならびにダイアフラムフロア上向き差圧の値は、TEST1203の結果をやや上回り、プールスウェルに対するバキュームブレーカの効果が有意であることが示された。なお本レポートは、先にJAERI-memo 8875として刊行したものの公開版である。

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データレポート,10; TEST 1203

久木田 豊; 竹下 功; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼

JAERI-M 9403, 122 Pages, 1981/03

JAERI-M-9403.pdf:2.78MB

本報告書は、昭和54年10月5日に実施したTEST1203のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。本試験における放出初期のドライウェル内圧力上昇率は約188kPa/sであり、実炉の想定条件に匹敵する値が得られた。なお、本レポートは、先に未公開memoとして刊行したJAERI-memo 8873の公開版である。

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データレポート,8; TEST 1201

竹下 功; 山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健; 斯波 正誼

JAERI-M 8887, 132 Pages, 1980/06

JAERI-M-8887.pdf:3.8MB

本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験装置によるTEST1201のデータ報告である。本試験は、破断口径200mmの大口径蒸気放出試験であり、プールスウェルを試験対象とする最初の蒸気放出試験であって、引き続いて実施されたTEST1202(240mm)、TEST1203(220mm)と共に、破断口径を変数とするパラメトリック試験を構成する。本試験は支障なく行なわれ、得られたドライウェル初期圧力上昇率は152KPa/sであった。