Prediction of critical heat flux for the forced convective boiling based on the mechanism

小野 綾子; 坂下 弘人*; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 7 Pages, 2022/10

本研究では、新しい機構論に基づいた限界熱流束予測手法を提案する。適切な安全評価を行うため、また、設計コストを削減するために、メカニズムに基づくCHFの予測方法の確立が、長い間望まれてきた。核沸騰の高熱流束域からCHFまでの加熱面付近の気液挙動に関するいくつかの実験結果から、われわれは、加圧水型軽水炉でのCHFを予測するにはマクロ液膜ドライアウトモデルが適用できると考えている。マクロ液膜ドライアウトモデルを用いてCHFを予測するには、燃料表面のマクロ液膜の厚さとその上面を覆う蒸気泡の通過期間を予測することが必要となる。本研究では、著者らが提案したマクロ液膜の厚さの予測手法と蒸気泡の通過期間の予測手法を組み合わせることで、強制対流沸騰におけるCHFを評価する。評価した結果と強制対流沸騰におけるCHFの実験データを比較することで、その妥当性を検証する。

An Interpretation of Fukushima-Daiichi Unit 3 plant data covering the two-week accident-progression phase based on correction for pressure data

佐藤 一憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.394 - 411, 2019/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1588798

福島第一3号機の圧力測定システムでは、運転中の蒸発/凝縮を補正するためにその一部に水柱が採用されている。これらの水柱の一部は事故条件下において蒸発し、正しい圧力データが示されていなかった。RPV(原子炉圧力容器), S/C(圧力抑制室)及びD/W(ドライウェル)の各圧力の比較を通し、水柱変化の効果を評価した。これによりRPV, S/C圧力データに対して水柱変化の効果の補正を行った。補正された圧力を用いて、事故進展中のRPV, S/C, D/W間のわずかな圧力差を評価した。この情報を、3号機の水位、CAMS(格納系雰囲気モニタリングシステム)および環境線量率などのデータとともに活用し、RPVおよびPCVの圧力上昇・下降および放射性物質の環境への放出に着目して事故進展挙動の解釈を行った。RPV内およびRPV外の燃料デブリのドライアウトはこれらの圧力低下を引き起こしている可能性がある一方、S/Cからペデスタルに流入したS/C水がペデスタルに移行した燃料デブリによって加熱されたことがPCV加圧の原因となっている。ペデスタル移行燃料デブリの周期的な再冠水とそのドライアウトは、最終的なデブリの再冠水まで数回の周期的な圧力変化をもたらしている。

Critical heat flux for rod bundle under high-pressure boil-off conditions

Guo, Z.*; 熊丸 博滋; 久木田 豊

JAERI-M 93-238, 20 Pages, 1993/12

JAERI-M-93-238.pdf:0.67MB

小型定常二相流実験装置(TPTF)の55ロッドバンドル試験部を用いて、限界熱流束(CHF)実験を実施した。実験は、軽水炉の小破断冷却材喪失事故(LOCA)あるいはスクラム失敗事故(ATWS)時に発生する高圧下の炉心インベントリボイルオフ及び燃料棒ドライアウト状況を模擬して実施した。実験は、圧力:3~12MPa,質量流束:17~94kg/ms及び熱流束:3.3~18W/cmの範囲をカバーしている。実験データを低流量流動沸騰CHF相関式と比較し、それらの相関式の高圧ボイルオフ条件への適用性を検討した。実験では、ドライアウトは平衡クオリティがほぼ1になった位置において発生した。

Assessment of models in COBRA-TF code for liquid entrainments in film-mist flow

大久保 努; Ezzidi, A.*; 村尾 良夫

JAERI-M 93-069, 115 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-069.pdf:2.16MB

COBRA-TFコードを液膜ドライアウト現象の解析に利用いるに先だって、本コードの液膜噴霧流におけるエントレインメント発生および沈着のモデルに対する検証計算を実施した。対象とした実験は、単管のテスト部を用いた基礎的な実験である。計算値は、3.4および6.9MPaの高圧条件下での実験データとは良い一致を示したものの、0.24~0.45MPaの低圧条件下での実験データとは大きな相違を示した。本報告書では、計算結果とともにCOBRA-TFコードで使用されているエントレインメント発生および沈着モデルについての詳細な検討を示す。本検討によれば、COBRA-TFではWuertzによって提案された相関式が使用されているが、これは主として3~9MPaという高圧領域で実施された彼の実験のデータに基づいて開発されたもので、低圧力領域では高圧力の場合とは大きく異なってくる密度の効果を考慮していないことが上記の相違を生ずる主たる理由と考えられる。

Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions for PWR type and tight-lattice type fuel bundles

熊丸 博滋; 久木田 豊

ANP 92: Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.4-1 - 24.4-7, 1992/00

PWR(1717)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧ボイルオフ(極低流量;質量流束100kg/ms以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発モデル」により良く予測できる、すなわち、トライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、軸射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。

JRR-3改造炉の冷中性子源装置のための二重管式閉ループサーモサイフォン実験,II

熊井 敏夫; 工藤 三好*; 坂本 正誠; 圷 長; 高橋 秀武

JAERI-M 89-114, 32 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-114.pdf:1.16MB

本報告は、JRR-3に設置する冷中性子源装置の最適な運転条件を検討するためにおこなった二重管式閉ループサーモサイフォンの熱流力実験について述べたものである。実験ではコンデンサ、サイフォン管、蒸発器等から成るガラス製の装置にフロン113を充填して流体の流動状況を調べ、サイフォン回路の圧力変化、熱輸送限界、蒸発の貯液量、ボイド率等を測定した。実験の結果、充填液量はサイフォン流体の脈動やドライアウトの発生に対して重要な調製要素であり、また蒸発器内の貯液量及びボイド率にも影響を与えることが分かった。これらのことから、サイフォン流体として水素を使用する冷中性子源装置の運転においても充填液量を調製することによって脈動やドライアウトのない安定な運転ができ、また蒸発器内の貯液量及びボイド率も良好な冷中性子を発生させ得る様に調整できることが明らかになった。

Critical heat flux for rod bundle under high-pressure,low-flow and mixed inlet conditions

熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.207 - 209, 1988/00

https://doi.org/10.3327/jnst.25.207

高圧・低流量・混合(二相流)入口条件のもと、55ロッドバンドル内でのドライアウト実験が行われた。実験結果を、一般に使用されている3つの限界熱流速(CHF)相関式、及び1つの簡単な理論式と比較した。

Core liquid level depression due to manometric effect during PWR small bleak LOCA; Effect of bleak area

刑部 真弘; Christian Chauliac*; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 川路 正裕; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(2), p.103 - 110, 1987/02

https://doi.org/10.3327/jnst.24.103

ROSA-IV計画の大型非定常装置を使って、10,5および2.5%コールドレグ破断冷却材喪失事故実験を行った。5%破断実験の初期において、炉心水位は炉心下端近くまで押し下げられ、炉心ドライアウトが生じた。10および2.5%破断実験においては、炉心ドライアウトは生じなかったが、やはり炉心水位の押し下げは起った。また、炉心水位は、ループシールクリアリングの直後回復した。これらの炉心水位の押し下げは、ループシール部の液形成と蒸気発生器Uチューブ上昇側の液ホールドアップとによるマノメータ効果による。Uチューブ上昇側の液ホールドアップは、Uチューブ頂部の相分離により示される二相循環停止後に観測され、対向流制限機構(CCFL)と蒸気の凝縮が主な原因であると考えられる。また、10,5および2.5%破断実験では、二相流循環の停止は一次系残存水量が約40~60%で起こり、ループシールクリアリングは約30%で起こることがわかった。

Investigation of pre- and post-dryout heat transfer of steam-water two-phase flow in a rod bundle

熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二

Nucl.Eng.Des., 102, p.71 - 84, 1987/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(87)90268-8

質量流量:60~300kg/ms,入口クオリティ:0.0~0.8,熱流束:3.4~26W/cm,圧力:3MPaの条件下でバンドル内水-蒸気二相流のドライアウト前・後の熱伝達実験を行った。ドライアウト前領域での熱伝達係数の測定値は、従来の相関式による計算値より若干大きい値となった。ドライアウト後領域での熱伝達係数の測定値は、Groeneveldの相関式による計算値とほぼ一致した。しかし、ドライアウト後領域における熱伝達係数をより正確に予測するためには、液滴による伝熱面冷却の効果を考慮した相関式の作成が必要である。

Investigation of pre- and post-dryout heat transfer in upward steam-water two-phase flow at low flow rate with improved surface temperature measurement

小泉 安郎; 熊丸 博滋; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(12), p.965 - 968, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jnst.21.965

流量100~300kg/ms、クオリティ0.15~1.0、熱流束~4.910w/m、圧力3.1MPaの条件下で水-蒸気二相流熱伝達実験を行った。この領域は、原子炉LOCA時に炉心熱伝達で重要となる領域であるが、従来のデータは少ない。用いた装置は環状流路で、中に発熱長2m、外径12.27mmのロッドが入っており、流路巾は4.865mmである。壁面温度測定誤差を小さくするために、ロッド外表面に熱電対が埋め込まれている。ドライアウト前の領域では従来の相関式、Schrock & Grossman,Pujal & Stenning の各式が有用であることがわかった。ドライアウト後の領域では熱伝達率と Dougall & Rohsenow 式は課題に見積もること、Groeneveldの式とは比較的よくあうが、壁面温度とクオリティの値によって一致の度合は影響を受けること、クオリティが増加するにつけ蒸気単相熱伝達率に漸近すること等の結論を得、前報の結果を確認した。