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大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(3), p.245 - 256, 1995/03
被引用回数：1 パーセンタイル：17.04(Nuclear Science & Technology)二流体モデルに基づく最適評価コードの一つであるREFLA/TRACコードのPWR小破断LOCA(SBLOCA)解析に対する予測性能を評価した。主な評価課題は、低圧低流量条件で検証されたREFLA/TRACコードが高圧低流量条件でSBLOCAに対し、適用できるか否かを調べることであった。評価計算はROSA-IV LSTF試験SB-CL-05(コールドレグ5%破断試験)を対象に行った。評価した結果、REFLA/TRACコードはオリジナルのTRAC-PF1コードと同等以上の予測精度で小破断LOCA解析に適用できる事を確認した。特に炉心内の水力モデルは高圧条件下であっても高い適用性を有する。炉心露出のタイミングを精度よく予測するためには、適切な臨界流モデルを使うと共に、二相流下でのポンプでの圧力損失を精度良く予測する必要がある。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
Proc. of the 2nd Int. Conf. on Multiphase Flow 95-Kyoto, 0, p.P2_37 - P2_44, 1995/00
REFLA/TRACコードは軽水炉の想定事故時の熱水力学的挙動解析のために原研で開発を進めている最適予測コードである。円筒炉心試験データを用いて、PWR冷却材喪失事故再冠水期のシステム挙動に対する同コードの予測性能を評価した。その結果、REFLA/TRACコードにより、最高被覆管温度、炉心冷却挙動、炉心内蓄水挙動、1次系ループにおける圧力損失、蒸気発生器における熱伝達等の主要な物理現象を正しく予測できること、並びに、系圧力・炉心出力・LPCI流量及び被覆管初期温度のパラメータ効果を正しく再現できることを検証できた。REFLA/TRACコードによりPWR冷却材喪失事故再冠水期のシステム挙動を精度よく予測できる。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-M 94-037, 66 Pages, 1994/03
REFLA/TRACコードは、軽水炉内の熱水力挙動解析のために原研で開発を進めている最適予測コードである。REFLA/TRACコードは米国で開発されたTRAC-PF1/MOD1コードを骨組みとし、再冠水モデル、凝縮モデル、界面摩擦モデル等を原研で改良したものである。これまでに改良モデルの妥当性を種々の分離効果試験データを用いて検証してきた。本報告はPWR大破断LOCA事象に対する予測性能をLOFT L2-5試験データを用いて総合的に評価した結果をまとめたものである。計算結果と測定結果とを比較検討した結果から、REFLA/TRACコードにより、破断流量、非常用炉心冷却水のバイパス量、被覆管温度履歴等の主要なパラメータを良好に予測できることがわかった。その結果、REFLA/TRACコードによりPWR大破断LOCA時のシステム内熱水力挙動を安定かつ高速に実用上十分な精度で予測できることを確認できた。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 94-026, 60 Pages, 1994/03
REFLA/TRACコードは、軽水炉の安全評価解析コードの検定並びに事故解析、新型軽水炉の事故解析や設計に用いることを目的とした最適予測コードである。REFLA/TRACコードの3次元モデルの評価を効率良く行うため、大型計算機と同程度の高速な計算が可能で、多次元の図形出力機能に優れたエンジニアリングワークステーション(EWS)上で稼働するREFLA/TRACコードを開発した。併せて、時系列プロット機能の整備、及び2次元図形表示機能の開発を行い、3次元計算の解析を容易に行えるようにした。今後、EWSの計算速度の高速化、図形表示機能の拡充により、より一層評価効率が向上するものと期待できる。本報告書では、EWS版REFLA/TRACコード、時系列プロット機能及び2次元図形表示機能の各概要について述べる。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-M 93-240, 83 Pages, 1993/12
加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の炉心内熱水力挙動に対するREFLA/TRACコード1次元再冠水モデルの予測性能を評価するために、小型再冠水試験、平板炉心試験及び円筒炉心試験から選んだ12の試験を対象として、試験後解析を行った。炉心入口サブクール度、炉心冠水速度、装置形状、炉心出力、系圧力、初期被覆管温度等のパラメータ効果を含め、炉心ボイド率分布及び被覆管温度履歴をREFLA/TRACコードにより良好に予測できた。最高被覆管温度は50K以下の誤差で予測できた。これらの評価結果により、加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時に想定されている種々の条件において、REFLA/TRACコードにより炉心内熱水力挙動を精度よく予測できることを検証できた。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 93-139, 85 Pages, 1993/07
PWR-LOCA時再冠水過程での圧力容器内熱水力挙動に対するTRAC-PF1/MOD1コードの予測性能を評価するために、平板炉心試験装置(SCTF)を使い急峻、あるいは平担の各炉心半径方向出力分布により行った二つの試験に対する試験後解析を行った。TRACコードは被覆管温度の遷移に対し、出力の違いにより生ずる半径方向の分布を含め良く予測した。しかしながら、炉心内及び上部プレナム内でのボイド率の予測に対しては良くなかった。TRACコードはボイド率の半径方向の分布に対し、炉心内ではSCTF試験ではみられなかった特殊な分布を予測し、上部プレナム内では測定結果に対しより平担な分布を予測した。本予測性能評価に基づき、水力及び熱伝達モデルに対し改良すべき点を示した。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 93-138, 55 Pages, 1993/07
PWR-LOCA時再冠水過程での、圧力容器内における二次元挙動を含む熱水力挙動に対するTRAC-PF1/MOD1(MOD1)及びTRAC-PF1/MOD2(MOD2)コードの予測性能を評価するために、炉心半径方向に傾斜した出力分布をもつ平板炉心試験に対する試験後解析を行った。本報告では、MOD2コードの予測性能MOD1コードのものに比べ改良されたか否かを主に評価した。評価した結果、以下のことがわかった。(1)上部プレナム内の蓄水特性は測定結果と異なったものの、圧力容器内の水力挙動に対するMOD2コードの予測性能はMOD1コードのものより定性的には改善された。(2)炉心熱伝達に対するMOD2コードの予測性能はMOD1コードのものより劣化した。(3)数値解法の変更により、MOD2コードの計算速度はMOD1コードに比べ約1.5倍となった。
秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊*; 村尾 良夫
JAERI-M 93-045, 126 Pages, 1993/03
加圧水型原子炉(PWR)冷却材喪失事故(LOCA)再冠水時におけるTRAC-BF1コードの炉心熱水力モデルの予測性能を評価するために、円筒炉心試験と平板炉心試験から選んだ6試験に対しての試験後解析を行った。TRAC-BF1コードの相関式パッケージをTRAC-PF1に組み込んだ特別バージョンのTRACコードを原研で開発し、本評価に用いた。TRAC-BF1モデルは、炉心下部と炉心上部のボイド率を良好に予測し、炉心中央部のボイド率を過大評価した。また、炉心中央部の被覆管温度を過大評価した。実験データを与えて、TRAC-BF1コードの流動モデルと熱伝達モデルを個別に分析した結果から、TRAC-BF1コードをPWRのLOCA時再冠水の解析に適用するためには今後以下のモデルの改良が必要なことがわかった。(1)気泡流/スラグ流と環状噴霧流との流動様式遷移を生じる際のボイド率予測モデル(2)膜沸騰熱伝達モデル、特にクエンチ点からの距離に対する依存性。
秋本 肇; 大貫 晃; 菊田 充孝*; 村尾 良夫
JAERI-M 93-032, 190 Pages, 1993/03
加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の炉心内熱水力挙動に対するTRAC-PF1コードの予測性能を評価するために、円筒炉心試験と平板炉心試験から選んだ6試験に対する試験後解析を行った。計算結果と測定結果を比較した結果から、TRAC-PF1コードにより予測されるボイド率及び炉心蓄水量と測定結果との量的な一致は悪いこと、並びに、被覆管温度履歴におけるターンアラウンド時間・ターンアラウンド温度及びクエンチ時間は良好に予測されていることがわかった。TRACコードの問題点を明確にするために、界面剪断応力モデルと壁面熱伝達モデルについて検討した。その結果から、再冠水時の炉心内熱水力挙動をより精度よく予測するためには、気泡流/スラグ流領域及びチャーン流から環状噴霧流への流動遷移点の界面剪断応力モデル並びに膜沸騰領域の壁面熱伝達モデル等を改良する必要のあることがわかった。
秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊*; 村尾 良夫
JAERI-M 93-028, 252 Pages, 1993/03
REFLA/TRACコード整備の第一段階として、TRAC-PF1コードの予測性能の把握と問題点の摘出を目的として、PWRの大破断LOCA実験を対象とした予測性能評価計算を行った。評価計算は、個々の現象に対する予測精度を把握するために、総合試験とともに臨界流、対向流、コールドレグ部の凝縮及び再冠水を対象とした分離効果試験に対しても行った。本報告書は、その評価計算結果をまとめたものである。評価計算の実施により、PWR大破断LOCA時の主要な現象に対するTRAC-PF1コードの予測性能と問題点を把握できた。より精度の高い計算を効率よく行うためには(1)ブローダウン期の炉心内熱伝達モデル(2)ダウンカマにおけるECC水バイパスモデル(3)蓄圧注入系作動時の凝縮モデル(4)再冠水時の炉心熱水力モデルの見直しが必要であることがわかった。
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。
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。
岩村 公道; 渡辺 博典; 新谷 文将; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 92-050, 46 Pages, 1992/03
高転換軽水炉の運転時及び非定常時の熱水力特性を調べるため、流量及び加熱電力の非定常制御機構を有する高圧小型水ループを製作した。本装置を用いて、扁平二重炉心型高転換軽水炉の、一次冷却材ポンプ軸固着事故と制御棒クラスタ飛び出し事故の模擬試験を実施した。繰り返し試験の結果、流量及び燃料棒表面熱流束の過渡変化を、最適予測コードREFLA/TRACの事故解析結果とよく一致させることができた。本試験ではDNBは発生せず、安全解析結果と一致した。次に、事故模擬試験と同じ出力トランジェント形状のまま、DNBが発生するまで初期出力を上昇させて試験を行なった結果、本炉は十分大きな熱的安全余裕を有することを確認した。非定常時のDNB発生は、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1により計算された局所流動条件をKfK及びEPRI-ColumbiaのCHF相関式に適用することにより、10%以内の精度で予測することができた。
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。
岩村 公道; 大久保 努; 新谷 文将; 村尾 良夫
Subchannel Analysis in Nuclear Reactors, p.281 - 301, 1992/00
三角配列7本ロッドテスト部を用いた定常及び非定常条件下での限界熱流束(CHF)実験における局所流動条件を求めるため、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-Iを使用した。局所流動条件計算結果をKfKのCHF相関式に適用することにより、定常CHFの発生を10%以内の精度で予測することができた。流量低下、出力上昇、あるいは流量と出力の同時変化条件下での非定常CHF発生も、本手法により定常実験と同程度の精度で予測することができた。本予測手法を扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)の定常運転時及び熱的に最も厳しい一次冷却材ポンプ軸固着事故時のDNB解析に適用した結果、いずれの場合にも最小DNBRは安全基準値を十分上回っており、本高転換軽水炉は十分大きな熱的安全余裕を有することが分かった。
大久保 努; 傍島 眞; 岩村 公道; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道; 村尾 良夫
JAERI-M 90-083, 155 Pages, 1990/06
実機に対する流路面積の縮小割合は同じであるものの、実機の半径と同じ炉心幅を有するSCTFとその約4分の1の炉心半径を有するCCTFの間の炉心再冠水挙動の差および炉心の2次元的な熱水力学的挙動に与える炉心半径長さの効果を検討するため、数回のSCTF/CCTF対照試験を実施した。得られた主要な結果は以下の通りである。(1)SCTFとCCTFの間の試験条件と装置上の相違を考慮すれば、両試験に於ける再冠水挙動は類似のものであると考えられる。炉心の蓄水挙動の相違は炉心の実効流路面積の相違でほぼ説明できた。(2)炉心の半径長さがその2次元的な熱水力学的挙動に及ぼす効果は大きく、炉心半径の長い程顕著に現れる。(3)半径方向に大きな出力の変化がある場合には、その高出力側のバンドルでLPCI注水期に著しく熱伝達率が増加する。また、炉心の周辺領域では、同一のバンドル出力であるにも係わらず外周側のバンドル程熱伝達率の低減が大きい。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.535 - 546, 1990/06
再冠水過程での膜沸騰熱伝達に及ぼす液相流量の効果を調べるため、実発熱長を有する66のロッドバンドルを使い、幅広い炉心冠水速度の範囲のもとで実験を行った。冠水速度は2cm/sから30cm/sの範囲であった。村尾・杉本の熱伝達率相関式の評価・改良を通じ、得られたデータを解析した。村尾・杉本の式は10cm/sまでの炉心冠水速度のもとでの熱伝達率をよく予測した。しかしながら、冠水速度が10cm/sより高い場合は熱伝達率を過小評価した。村尾・杉本の式に対する実験的な補正係数を本実験データに基づき提案した。この補正係数は他の大きなスケールの試験に対しても通用可能であることを確認した。
村尾 良夫; 井口 正; 安達 公道; 杉本 純; 秋本 肇; 岩村 公道; 大久保 努; 大貫 晃; 阿部 豊
Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.54 - 59, 1989/10
PWRの冷却材喪失事故時再冠水過程に関しては、従来、軸方向には実寸大であるが、半径方向には寸法が十分小さく軸方向に1次元的な試験装置による試験からの知見に基づいて、半径方向にも寸法が十分大きいPWR圧力容器内多次元熱水力挙動の安全性を評価してきた。本報告は、大型再冠水効果実証試験の円筒炉心試験、平板炉心試験の結果にもとづいて、多次元熱水力挙動を明らかにすることを目的としている。見い出された多次元熱水力挙動は、次の通りである。(1)炉心内に蓄積された水の量が1次元のものより多く、炉心冷却が1次元のものより良い。(2)半径方向の出力分布により生ずる横流れのため、炉心内の蓄積水量がほぼ均一化し、高出力部の冷却もよい。(3)半径方向の出力分布のため、又は、炉心上方から注入された冷水により炉心内循環流が生じ、冷却が促進する。
大久保 努; 井口 正; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(7), p.573 - 579, 1987/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)円筒炉心試験装置のダウンカマ流路断面積の実炉に対する縮尺比は、炉心、配管等の他の部分の縮尺比と異なり炉心等の縮尺比から計算される値の1.7倍である。これは、等縮尺比にするとダウンカマが狭くなり、二相流の挙動が実炉のものと異なると予想されたからである。しかし、流路断面積を拡げたため、再冠水直後のダウンカマ蓄水速度が低下し、炉心冷却挙動に影響を与えることが懸念された。そこで、初期の炉心冷却水注入流量を、円筒炉心基準試験の1.7倍にして試験を実施し、初期ダウンカマ蓄水速度の効果を調べた。その結果、ダウンカマ水位は円筒炉心基準試験の場合より早期にオーバーフローレベル(破断口の高さ)に達するが、その後の挙動はほぼ等しく、炉心冷却挙動もほぼ等しいことがわかった。従って、従来の円筒炉心試験結果をPWR解析に用いても実際上問題がないと考えられる。
秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(4), p.276 - 288, 1987/04
被引用回数：3 パーセンタイル：37.48(Nuclear Science & Technology)系圧力はPWRの冷却材喪失事故再冠水時の熱水力挙動を支配する重要な因子である。円筒炉心試験装置(CCTF)を用いて実炉と同様なECC注水方法の下で再冠水システム試験を行い系圧力の影響について調べた。FLECHT SET試験結果と比較検討したところ、ダウンカマ水頭・炉心入口サブクール度・健全ループ差圧の糸圧力依存性に差違が見出された。CCTFとFLECHT SETの系圧力効果の差違は、 両装置の破断コールドレグ流路面積模擬方法とECC注水方法の差違により生じたことがわかった。CCTF試験では系圧力が高くなるほど炉心冷却は促進された。炉心冷却が系圧力上昇により促進されたのは主に蒸気密度の増加によることを定量的に確かめた。CCTF試験結果は、低めの系圧力がPWRの冷却材喪失事故時の炉心冷却にとり保守的であるとする仮定を支持した。
