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麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 2, p.935 - 944, 2003/07
J-PARCの核破砕ターゲットシステムでは、高い中性子強度・パルス性能を同時に実現できる扁平型構造の非結合型モデレータ、及び、高強度冷中性子ビームを広い立体角すなわち多くの利用者に供給可能な円筒型構造の結合型モデレータを設置する。超臨界水素(1.5MPa,20K)の使用を視野に入れた冷減速材の設計においては、容器構造設計とともに、容器内流動の妥当性を最適化する必要がある。扁平型及び円筒型冷減速材容器に関して、アクリル製の模擬容器を用いた水による可視化流動実験を行い、再循環流や流れの停滞域などの流動場を明らかにした。流動解析結果と実験を比較し、解析コードを検証した。これにより容器構造に対する実機容器内水素の温度分布の予測が精度よく可能となった。
小河 浩晃*; 木内 清
JAERI-Research 2002-037, 48 Pages, 2002/12
JAERI-Research-2002-037.pdf:2.57MB
革新的軽水炉燃料被覆管材の長期健全性にかかわる水素-金属相互作用に関する基礎検討として、原研開発材25Cr-35Ni系合金とNbライナー材、及び、比較材として従来被覆管仕様ステンレス鋼,現用軽水炉被覆管材ベース金属Zr、及びNiの5つの材料間の水素透過挙動の違いを、放射線励起効果の観点から基礎評価した。RF駆動型低温プラズマ源を用いた励起水素透過試験装置を整備して、同一水素分圧で低温プラズマと熱平衡の水素透過の温度依存性及び電場のバイアス効果等を解析した。低温プラズマ励起による水素透過の促進傾向が全材料の中低温領域に見られ、約530K以下の低温側の水素透過挙動は水素-欠陥相互作用に伴い変化した。NbはZrのような水素化物脆化を生じずに多量に水素が固溶出来る水素ゲッター材としての適性が確認された。電場効果では、電子引き込み条件に依存した水素透過能の増大傾向を示し、表面直上の低速電子励起効果の重要性が確認された。水素溶解の新モデルを構築して材料間の励起水素透過の促進傾向の違いを評価した。
大貫 晃; 秋本 肇
Proc. of 5th Int. Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics,Operations and Safety, 00(00), p.1 - 6, 1997/04
PWR-LOCA再冠水期の熱伝達促進現象は、被覆管最高温度を予測する上で重要な現象である。原研で実施した大型再冠水試験では高出力バンドルでの熱伝達が促進された。本研究では、大型再冠水試験でのデータを使い、熱伝達促進現象に対する多次元二流体モデルコードREFLA/TRACの予測性能を評価した。炉心内での循環流の形成が予測され、高出力バンドルでの液上昇流速は低出力バンドルでのものより高くなった。高液上昇流速により熱伝達促進が予測され、その程度は半径方向出力分布形状によらず良くデータと一致した。REFLA/TRACコードの多次元モデルはPWR-LOCA再冠水期の熱伝達促進現象の予測に適用できる。
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-
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。
國富 一彦; 竹田 武司; 今西 克臣*; 大久保 実; 溝上 頼賢*; 原 輝夫*; 菊池 洋*
日本原子力学会誌, 38(8), p.665 - 672, 1996/00
被引用回数：1 パーセンタイル：14.04(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の1次加圧水冷却器(PPWC)は、原子炉から流入する950
Cの1次ヘリウムガスを約400Cまで冷却する逆U字型伝熱管を有する熱交換器である。PPWCの通常運転時の設計除熱量は30MWであるが、除熱量が30MW
7%の範囲に入らないと、HTTRに要求されている原子炉出口ガス温度950C、熱出力30MWの同時達成が不可能になる。しかし、原子炉の1次系の機器として、このような高温用PPWCが使用された実績はなく、詳細な伝熱性能は明らかではなかった。そこで、1/2スケールの試験装置を用いた伝熱性能試験により、管外熱伝達式を明らかにした。また、伝熱性能の改良のために設置した受衝板、シール機構の影響等を調べ、PPWCの伝熱設計に反映した。
高瀬 和之; 秋野 詔夫
機械学会茨城講演会講演論文集, 0, p.127 - 128, 1995/00
高温ガス炉の炉心高性能化のための研究として、燃料棒表面に多数の2次元微小突起を設置して乱流熱伝達率の向上を図った矩形突起付き燃料棒の伝熱性能を、突起ピッチ、レイノルズ数等をパラメータとして数値的に評価した。レイノルズ数の減少とともに乱流から層流に遷移する熱伝達率の挙動を予測するために、低レイノルズ数型k-乱流モデルを組み込んだ2次元軸対称計算コードを開発した。k-乱流定数は、鳥居らによって提案された値を矩形突起付き燃料棒による実験データを基に環状流路用に改良した。計算はレイノルズ数が1000~20000の範囲に対して行った。その結果、本解析結果は標準型k-モデルによる結果よりも実験式に対して良い一致を示すとともに、本研究対象である熱伝達率の遷移挙動を実験値と10%以内の精度で良く模擬できることが分かった。本研究により、矩形突起付き環状流路の熱伝達率の数値予測精度が一段と向上した。
高瀬 和之
Nucl. Eng. Des., 154, p.345 - 356, 1995/00
被引用回数：4 パーセンタイル：42.25(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉に使用されるスペーサリブ付き燃料棒の乱流熱伝達性能を、原子炉の運転条件とほぼ同じ最高出口温度1000C、圧力4MPaの冷却材条件のもとで、実機寸法の環状流路を使って実験的に調べた。また、標準
-乱流モデルを用いて数値解析を行い、実験結果と比較検討した。燃料棒の乱流熱伝達率は、平滑環状流路の値に比べて大きな差異を示した。レイノルズ数が5000以上の領域では、燃料棒の平均熱伝達率の計算値は、実験から得た熱伝達率相関式の値に対して10%以内の相対誤差で良く一致し、本解析手法が十分な精度を有していることを確認した。さらに、計算値は、実験結果に加えてスペーサリブによる伝熱促進効果を明らかにした。
江里 幸一郎*; 功刀 資彰; 清水 昭比古*
Therm. Sci. Eng., 3(4), p.27 - 33, 1995/00
裏面から冷却され、電気的に浮遊した伝熱試験板へのアルゴンプラズマ円形衝突噴流の伝熱流動の数値解析を行った。伝熱試験板は核融合炉のプラズマ対向材料の候補材であるシリコンカーバイドと仮定し、その裏面の冷却条件は固気混相衝突噴流の熱伝達係数を与えた。プラズマ噴流はその熱非平衡状態を考慮するため、2温度モデルを用いた電磁流体として取り扱った。本研究の条件下では、噴流コア外縁域と淀み点付近では電子温度が原子とイオンからなる重粒子の温度より高くなる熱非平衡状態になっており、その領域では電子と重粒子のエネルギー交換が発生している。そこでは電子の放射損失やイオン-電子間の再結合時における電離エネルギーの放出等の現象が活発に発生していること、また、噴流コアが伝熱試験板に接している領域において、8MW/m
程度の熱流束が試験板へ流入していることが分かった。
功刀 資彰; 横峯 健彦*; 一宮 浩市*
日本機械学会論文集,B, 60(573), p.1751 - 1757, 1994/05
乱流衝突噴流の実験的・解析的研究は数多く行われているが、その重要な特性の一つである衝突面上の局所熱伝達率分布の第2ピークの成因については、それほど明確にされていない。本研究では、狭隘流路内の平面乱流衝突噴流伝達を対象として、低レイノルズ数型非等方-乱流モデルを用いた数値解析を実施し、局所熱伝達分布の第2ピークの予測に成功するとともに、その成因について乱流熱輸送の面から明らかにした。また、本研究対象のような強い非等方性を有する流れ場の乱流解析には、乱流の非等方モデリングと同時に壁近傍の低レイノルズ数効果を考慮する必要のあることが示された。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-M 93-027, 66 Pages, 1993/02
PWR LOCA再冠水期の炉心内熱水力学的挙動に対するTRAC-PF1コードの予測性能を向上するために、原研で開発された再冠水解析コードREFLAの物理モデルをTRAC-PF1コードに組み込んだ。両コードの物理モデルを比較し、(1)村尾-井口のボイド率相関式(2)液滴に対する抵抗係数相関式(3)膜沸騰領域の熱伝達相関式(4)クエンチ速度相関式(5)噴霧流に対する熱伝達相関式を選択し、TRAC-PF1コードに導入した。ボイド率を等価な界面剪断応力相関式に変換する方法を導出した。また、変換手法が解の安定性に与える影響について検討した。円筒炉心平坦出力試験データを用いて予測性能を評価し、上記の改良により再冠水時の炉心内熱水力学的挙動に対する予測性能が改善されることを確認した。また、セル分割法を種々に変えた感度解析を行い、改良モデル使用時のセル分割法に対する指針を得た。
功刀 資彰; 横峯 健彦*; 一宮 浩市*
Heat Transfer in Turbulent Flows, 1993; HTD-Vol. 246, p.25 - 31, 1993/00
乱流衝突噴流の実験的及び解析的研究は、古くから数多くなされているが、そのほとんどは、衝突壁への自由噴流衝突に関するものであり、本研究で対象としている狭隘流路内における衝突噴流熱伝達に関する報告は極めて少ない。本報では、狭隘流路内における平面乱流噴流の衝突熱伝達を実験的に調べ、その伝熱流動特性を非等方k-乱流モデルを用いて数値解析により明らかにした。
大貫 晃
JAERI-M 92-150, 134 Pages, 1992/10
本研究では、PWR-LOCA時の熱水力挙動を最適予測コードにより高精度に予測する際、その予測精度に問題のある低流速の二相流に関する課題を取り上げ、研究を行った。その課題とは、(1)再冠水期における高出力集合体での熱伝達促進現象の予測、(2)従来の再冠水期炉心内熱水力モデルの17
17型集合体への適用性の評価、及び(3)ホットレグ内対向流制限現象のモデル化、であった。得られた成果は以下のとおりである。(1)(1)に関しては、まず熱伝達促進現象の解析に必要となる液流速効果を考慮した膜沸騰熱伝達モデルを開発し、このモデルを組み込んだ最適予測コードREFLA/TRACによる解析により同現象の定性的なメカニズム及び定量的に予測するための問題点を明らかにした。(2)(2)に関しては、従来の各モデルの誤差範囲内で適用可能であることを示した。(3)(3)に関しては、実炉スケールにまで適用可能な界面せん断力モデルを開発した。
秋本 肇; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(7), p.642 - 655, 1992/07
PWR LOCA再冠水期の炉心内熱水力挙動に対するTRAC-PF1コードの予測精度を向上するために、REFLAコードの再冠水モデルを参考にしてTRAC-PF1コードを改良した。両コードの物理モデルを比較し、(1)飽和二相流及び遷移流領域に対するボイド率相関式(2)膜沸騰領域の熱伝達率相関式(3)クエンチ速度相関式を選択しTRAC-PF1コードに導入した。ボイド率相関式を等価な界面剪断応力モデルに変換する方法を導入し、変換方法が解の安定性に与える影響について検討した。種々の再冠水試験について評価計算を行い、改良したTRAC-PF1コードにより、PWR再冠水時の炉心内熱水力挙動を良好に予測できることを確かめた。
岩村 公道; 渡辺 博典; 大久保 努; 新谷 文将; 村尾 良夫
JAERI-M 92-033, 66 Pages, 1992/03
本報告書では、代表的なDNBメカニスティックモデルを調査し、各モデルによる限界熱流束計算値と、高転換軽水炉体系での限界熱流束実験データとの比較を行った。実験と比較したメカニスティックモデルは、1)Weisman-Pei,2)Change-Lee,3)Lee-Mudawwar,4)Lin-Lee-Pei,及び5)Kattoの5種類のモデルである。比較の結果、以上のモデルのなかでは、Weisman-Peiモデルによる計算値が実験値と最も良い一致を示した。各モデルに含まれる実験定数に関して感度解析を行ない、実験定数が限界熱流束計算値に及ぼす影響を明らかにした。また、計算の過程で得られる各種物理量について比較した結果、モデル相互に大きな相違が認められた。今後、DNB発生機構を明らかにし、物理現象に立脚した一般性のあるメカニスティックモデルを構築するためには、DNB発生時の発熱面近傍の流動現象の詳細な観察が不可欠である。
熊丸 博滋; 藤井 幹也*; 下桶 敬則; 田坂 完二*; 久木田 豊
Thermal Hydraulics of Advanced Heat Exchangers, p.31 - 37, 1991/00
(密着)二重管型熱交換器(蒸気発生器)の安全性を向上させるため、熱サイフォン式二重管型熱交換器を提案する。熱サイフォン式二重管型伝熱管の伝熱性能を調べるため、1次系流体、作動流体、2次系流体に、沸騰水、減圧した水、室温流動水をそれぞれ用いて実験を行なった。実験で求まった最大総括熱通過率は、熱サイフォン部内の全外管表面で沸騰かつ全内管表面で凝縮と仮定した簡単な計算手法により求めた結果とよく一致した。この計算手法により実炉条件に対して求めた熱サイフォン式二重管型伝熱管の伝熱性能は、(密着)二重管型伝熱管の伝熱性能とほぼ等しくなった。総括熱通過率と充填率の関係を予測する計算モデルも、本論文中に提案されている。
村尾 良夫
伝熱研究, 26(101), p.101 - 119, 1987/00
軽水炉安全解析においては、初期に既存の知識と保守的な仮定を組合せた解析手法から、徐々に実験的な裏付けのある解析手法が用いられるようになってきた。このため、多くの実験、複雑な伝熱数値シミュレーション手法の開発が行われてきた。その結果、軽水炉の安全性に関する高精度の伝熱数値シミュレーションの実現も期待されるようになってきた。本稿では、その間の経過と再冠水現象の最適予測モデルの開発の実際ならびに最適予測コードの本命の1つであるTRAC-PF1の問題点について述べ、最後に、今後の課題を述べている。
刑部 真弘; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(2), p.115 - 125, 1984/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.43(Nuclear Science & Technology)PWR-LOCA時再冠水過程において、クエンチフロントの直上に、膜沸騰熱伝達領域が存在すると考えられている。この領域の飽和膜沸騰モデルとして、two-region modelと呼ばれるモデルを開発し、試験データと比較した。再冠水時には、クエンチフロントの上に存在する激しい二相流が、蒸気膜内の乱流化を促進すると考えられる。このモデルでは、乱流境界層である蒸気膜が、二相流のmixture coreでかこまれているとした。このモデルを、平板炉心再冠水試験(SCTF)データと比較した結果、次のことが明らかになった。クエンチフロントからの距離が小さいとき、その場所の膜沸騰熱伝達は、蒸気膜とmixture coreの境界面で、剪断力Ti=Oとしたときのモデルとよく一致する。クエンチフロントからの距離が大きくなるに従い、データは境界面での速度Ui=Oとしたモデルに近づいてくる。一方、熱伝達はmixture coreのボイド率に強く依存し、低いボイド率では、高い熱伝達が得られた。
刑部 真弘; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(7), p.559 - 570, 1983/00
軽水炉の冷却水喪失事故時を模擬した再冠水試験過程全域にわたる、模擬燃料棒の熱伝達解析のため、計算コードを開発した。まず再冠水過程全域の熱伝達を計算する場合に避けられない、物性値の温度依存性の効果、クエンチ点の進行に代表される模擬燃料棒軸方向熱伝導の影響を調べた。次に、原研で現在実施中の平板炉心再冠水試験で、このコードを用いて、熱伝達計算をした。それらの結果、計算では、物性値の温度依存性を考慮する必要があること、模擬燃料棒の軸方向熱伝導は、クエンチ近傍の比較的短い領域においてのみ、考慮すべきであることがわかった。また、平板炉心試験で求められた結果は、数種類の熱伝達相関式と、相関式の改善の余地を残しながらも、1対1に対応し、再冠水過程における熱伝達形態の遷移を明確に示した。
佐々木 忍; 新谷 文将
JAERI-M 9842, 68 Pages, 1981/12
本報は、計算コードALARM-P1を用いて行なったセミスケールS-06-3実験に基づくCSNI国際標準問題No.8の再解析の結果を示す。以前に報告された解析においては、ALARM-P1と実験値との比較を行なうと、破断流量や炉心表面温度といった主要パラメータに対して十分な結果が得られなかった。そこで、本解析では、これらのパラメータ改善に向けられた。予備解析から見出された結論に基づき、入力データと計算コード双方の問題点を調査し、再び計算を行なった結果、炉心表面温度、破断流量等は、大きく改善され、実験データをかなり正確に再現した。
