Thermo-hydrodynamic coupling with coolants

秋場 真人; R.D.Watson*

Atomic and Plasma-Material Interaction Processes in Controlled Thermonuclear Fusion, p.455 - 480, 1993/00

本論文はIAEA、原子・分子データユニットのDr.Janevの要請により、プラズマ対向機器の伝熱流動に関わるデータ、ダイバータ板に関わる物性データについてまとめたレビュー論文である。

Evaluation report on SCTF core-III test S3-9; Investigation of CCTF coupling test results under an evaluation model condition in PWRs with cold-leg-injection-type ECCS

大久保 努; 井口 正; 岩村 公道; 秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 榊 勲*; 安達 公道; 村尾 良夫

JAERI-M 90-046, 114 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-046.pdf:2.26MB

UPTFとの実験的結合に用いるコールドレグ注水型ECCS付PWRに対する評価モデル条件下に於ける広い炉心内の再冠水データを得る為に、1000MWe級PWRの半径と同じ半径方向長さを有するSCTF第3次炉心を用いて試験を実施した。本報告書では、対応するCCTF試験C2-4のデータを用いてSCTFとCCTFの間の再冠水挙動の差を主に検討した。得られた主要な結論は、(1)本試験は成功裏に実施され、UPTFとの結合に必要なデータを取得した。(2)本試験でみられた全体的な炉心冷却挙動は、CCTF試験C2-4のそれとほぼ同一であった。(3)しかし、本試験でみられた炉心差圧の特徴は、試験C2-4でみられたものと多少異なっていた。この相違の理由は、両試験の間で炉心入口サブクーリングが異なっていた事と両試験装置の間で炉心の実効流路面積が異なっている事であるとしてほぼ説明できた。

Evaluation report on SCTF core-III tests S3-7 and S3-8; Investigation of tie plate water temperature distribution effects on water break-through and core cooling during reflooding in PWRs with combined-injection-type ECCS

大久保 努; 井口 正; 岩村 公道; 秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 湊 明彦*; 榊 勲*; 安達 公道; 村尾 良夫

JAERI-M 90-035, 143 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-035.pdf:3.07MB

複合注水型ECCSを備えたPWRの再冠水過程において、タイプレート付近の水温分布がブレークスルーおよび炉心冷却に与える影響を検討するため、SCTF第3次炉心を用いて2回の試験を実施した。一方の試験(試験S3-7)では、UCSP直上へのECC注水をバンドル3、4の上方で行い、もう一方の試験(試験S3-8)では、最初の60秒はバンドル7、8の上方でその後バンドル3、4の上方へ切換えて注水を行なった。これらの試験データを解析して、以下の事柄が明らかとなった。ブレークスルーは、タイプレート付近での水温がサブクールの所で生じ、ブレークスルー域では、炉心冷却が著しく増大する。また、ブレークスルーの位置は、多少の時間遅れを伴ってタイプレート付近での水温分布の変化に追随して変化する。更に、ブレークスルーの生じていない領域での炉心冷却は、ブレークスルーの位置に関係無く同程度である。

Evaluation Report on CCTF Core-II Reflood Test C2-4(Run62) Investigation of Reproducibility

大久保 努; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純; 秋本 肇; 村尾 良夫

JAERI-M 85-026, 89 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-026.pdf:1.82MB

本報告書は、1983年5月12日に実施された円筒第2次炉心試験C2-4(Run62)の評価を行ったものである。本試験は、円筒第2次炉心試験装置による試験の再現性を検討するために実施された。その為本試験の条件は、以前に行れた基準試験(試験C2-SH1)と同一に設定された。本試験のデータを試験C2-SH1のデータと比較して以下の結果が得られた。(1)両試験に於ける初期および境界条件は、炉心バレル及び下部プレナム水の温度を除けばほぼ同一であった。後者の差は、最大で6K程度観測された炉心入口サブクール度の差を生じたと考えられる。(2)システム挙動はほぼ同一であった。(3)炉心冷却挙動は、高出力領域上部で発熱体表面温度に見られたわずかな差を除けば、ほぼ同一であった。(4)上記(3)の差は小さく(1)で述べた差による事を定性的に説明できることから、実用上、円筒第2次炉心試験の熱水力挙動に再現性があると考えられる。

Analysis of TRAC-PD2 Prediction for the Cylindrical Core Test Facility Evaluation-Model Test C1-19(Run 38)

秋本 肇

JAERI-M 84-041, 38 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-041.pdf:1.21MB

冷却材喪失事故再冠水時の熱水力挙動に関するTRACコードの予測性能評価を目的として、円筒炉心試験評価モデル試験を例に、TRACコード計算結果と試験結果の比較検討を行った。試験結果との比較から、再冠水初期にはダウンカマ炉心間U字管型振動・発熱棒のターンアラウンド温度の評価で、再冠水後期では炉心内蓄水速度・上部プレナムからのキャリオーバ水量・蒸気発生器での伝熱量評価で実験結果との一致が悪いことがわかった。一方再冠水後期の炉心入口流量と発熱棒のクエンチ速度は精度よく計算された。今後予測精度を向上するためには圧力容器内の水力モデル・蒸気発生器伝熱モデル等について再検討する必要がある。またTRACコードは圧力容器内で三次元的な流動を予測したが、その信頼度を評価することはできなかった。今後実験・解析の両面から予測された多次元的な流動の検証を行い、その影響を評価することが必要である。