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論文

Pool-boiling/bubbling void fraction in an annular flow channel

小泉 安郎*; 熊丸 博滋; 三村 裕一*; 村上 洋偉*; 田坂 完二

Nucl. Eng. Des., 132, p.381 - 391, 1992/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

外管内径22mm、内側ロッド外径12mmの環状流路内のボイド率測定を大気圧下の水-空気系及び3MPaの水-蒸気系に対して行った。両実験の結果を既存のボイド率相関式と比較したところ、Griffithの相関式とはよい一致を得たが、他の相関式は矛盾なく両実験結果を表すことはできなかった。水-蒸気の実験結果をRELAP5/MOD2コードで解析したところ、同コードはボイド率を過大に予測した。同コードの界面摩擦計算モデルをGriffithの相関式で置き換えたところ、良好な一致を得ることができ、本実験のようなプール条件下で低蒸気流速の場合の流れの解析をRELAP5コードで行う場合には、ボイド率相関式(Griffithの相関式など)を同コードに取り入れることが有効な手段であることが示された。

論文

Temporary core liquid level depression during a cold-leg small-break loss-of-coolant accident; The effect of break size and power level

小泉 安郎*; 熊丸 博滋; 三村 裕一*; 久木田 豊; 田坂 完二*

Nuclear Technology, 96, p.290 - 301, 1991/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.41(Nuclear Science & Technology)

ROSA-IV/LSTF装置において、破断面積を0.5%から10%に変化させて、また炉心出力減衰を保守的(高く)及び現実的(低く)見積もった場合について、計6回のコールドレグ破断実験を行なった。5%以上の破断では、ループシールクリアリング時にSG入口プレナム及びSGUチューブ内に滞水が見られ、このため最低炉心水位はクロスオーバレグ下端よりかなり低くなり、燃料棒表面温度上昇が大きくなった。2.5%以下の破断では上記滞水が無く、最低炉心水位はクロスオーバレグ下端に等しく、炉心露出は小さなものであった。この滞水はSG入口プレナムの入口部及びUチューブの入口部のフラッディングに起因するものであり、RELAP5/MOD2コードによる解析ではこの点の計算に問題があった。SG入口プレナムの入口部、Uチューブの入口部などでの相関摩擦の計算方法を変更することが提案されている。

論文

Improvement of TRAC-PFl interfacial drag model for analysis of high-pressure horizontally-stratified two-phase flow

浅香 英明; 久木田 豊; 安濃田 良成; 中村 秀夫; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(1), p.33 - 44, 1991/01

PWR小破断LOCA時において、水平配管内二相流の成層化現象は、一次系内の熱水力挙動に大きな影響を及ぼす。TRAC-PF1/DOD1コードは、この成層化現象を予測するための相関式が備わっている。しかし、そのモデルは、PWRの小破断LOCA条件と異なり、小口径・低圧条件下の実験に基づいている。ROSA-IV/TPTFにより大口径・高圧条件下の二相流動実験が実施された。本実験をTRACコードにより解析し、同コードの流動様式判定基準及び相間摩擦モデルの評価を行った。その結果、TRACコードに使用されているTaitel-Duklerモデルの蒸気流速項を相対速度項に置き換えることにより流動様式の予測性能は、著しく改善されることが示された。また、TRACコードの層状流相間摩擦係数は過大であり、これを現在使用されている値の1/2とすることにより妥当な計算結果が得られることが準定量的に示された。

報告書

Developmental assessment of RELAP5/MOD3 code against ROSA-IV/TPTF horizontal two-phase flow experiments

久木田 豊; 浅香 英明; 三村 裕一*; 安濃田 良成; 石黒 美佐子; 根本 俊行; 田坂 完二

JAERI-M 90-053, 22 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-053.pdf:0.6MB

現在開発の途上にあるRELAP5/MOD3コードの性能評価のため、ROSA-IV/TPTF装置による高圧(7MPa)、大口径(0.18m)水-蒸気水平二相流実験を行った。試験部内のボイド率に関する解析結果と実験結果の一致は、既存のRELAP5コード(MOD2)にくらべ著しく改善された。これは、層状流の発生限界に関するモデルならびに相間摩擦の計算方法がMOD2にくらべ改良された結果である。

論文

Interfacial drag coefficient of air-water mixture in rod bundle

刑部 真弘; 小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(11), p.882 - 884, 1984/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:92.26(Nuclear Science & Technology)

小破断LOCA時には、ボイルオフによって炉心や蒸気発生器蒸発管が部分的に、高温蒸気雰囲気中に露出することが考えられる。この場合、二層混合水位がドライアウト点を決定する。この二相混合水位の評価のためには、ロッドバンドル中の二相混合物中の気相流速を知ることが重要である。このため、ロッドバンドルを組み込んだ垂直テスト部と、取りはずしたテスト部で、静止水中を上昇する空気流速を大気圧条件下で測定した。ロッドバンドルの空気上昇流速に与える影響をドリフトフラックス式を使うことによって説明するとともに、二流体モデルにおいて空気の上昇速度を決めるのに重要な相間摩擦係数を求めた。本実験で求めたロッドバンドル中の相間摩擦係数は、二流体モデルコードであるTRACで使われているものよりも小さな値を示した。

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