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大川 富雄*; 森 昌司*; Liu, W.*; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 小野 綾子
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(12), p.820 - 824, 2021/12
原子炉設計における効率的な燃料設計および最適な安全評価のために、機構論に基づいた限界熱流束評価技術が望まれている。この長年の技術課題は、近年の詳細解析技術及び計測技術の体系的統合を段階的に進めることで、打開できる可能性がある。このため本研究専門委員会では、将来的な限界熱流束評価技術の構築に向けて、過去の膨大な研究を精査することで必要な知見を整理する。これらの議論を通して、原子炉における機構論的限界熱流束評価技術に必要な研究課題を提示する。Part2では、これまでの限界熱流束機構に関する基礎研究や限界熱流束の予測手法確立に必須な数値解析手法の発展にふれ、課題提起を行う。
三島 嘉一郎*; 齋藤 泰司*
JAERI-Tech 2002-014, 83 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-014.pdf:6.83MB
シビアアクシデント時の溶融燃料プールと冷却水との液液界面における熱伝達の把握を目的として、溶融ウッズメタルと蒸留水とを用いた定常及び非定常熱伝達実験を行った。定常実験では、自然対流領域から膜沸騰領域に至る沸騰曲線を取得するとともに、沸騰挙動を高速度ビデオにより観察した。非定常実験では、高温の溶融金属上に蒸留水を注入し、冷却過程における沸騰曲線を得た。得られた沸騰曲線を、固液系及び液液系に対する既存の相関式や実験データと比較し、以下の結論を得た。(1)界面の揺動が無視でき、かつ、界面に酸化膜に形成される場合には、液液系の沸騰曲線は、固液系の核沸騰及び膜沸騰領域の熱伝達相関式並びに限界熱流束相関式により概ね予測できる。(2)液液界面に酸化物が存在しない場合には、Novakovicらの水銀を用いた実験結果と同様、液液系の沸騰熱伝達は固液系の沸騰曲線により高過熱度側に移行する。(3)非定常状態における膜沸騰において、熱伝達率は、固液系の膜沸騰に対する推算値より約100%程度大きい値を示した。これは、界面全体の激しい揺動のために、みかけの熱伝達率が増大したものと考えられる。
荒木 政則; 小川 益郎; 功刀 資彰; 佐藤 和義; 鈴木 哲
Int. J. Heat Mass Transfer, 39(14), p.3045 - 3055, 1996/00
被引用回数：73 パーセンタイル：93.77(Thermodynamics)ITER等の次期核融合実験炉において、プラズマ対向機器、特に、ダイバータ部は、その片面より準定常的な高い熱負荷を受け、これを除去する必要がある。ITERでは、この熱負荷は最大で20MW/m
と見積もられており、冷却水の局所沸騰が予想される。したがって、本ダイバータを設計する上で、同冷却管の沸騰熱伝達特性を明確にする必要がある。このため、片面強加熱条件下における円管及びスワール管の熱伝達実験を行った。実験条件は、軸流束4~16m/s、圧力0.5、1.0及び1.5MPa、冷却水入口温度20~80
Cの範囲で実施した。この結果、非沸騰域では既存の一様加熱条件下における熱伝達相関式が適用できることを示した。しかし、沸騰域では、適用できる相関式がないため、新たに沸騰熱伝達相関式を提案した。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 神永 雅紀
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.73 - 82, 1985/00
被引用回数：37 パーセンタイル：94.20(Nuclear Science & Technology)JRR-3改造炉の燃料要素内の1サブチャンネルを模擬した垂直短形流路を用いて実験を行い、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計に用いた沸騰開始時の加熱度を予測する相関式の妥当性と誤差を調べた。その結果、(i)従来のBergles-Rohsenowの式は、実測値と比較し下限値に対し約1Kの誤差で沸騰開始時の熱流束と加熱度の関係を良く予測しうること、(ii)上昇流と下向流とで、沸騰開始時の熱流束と加熱度との関係に顕著な差が無いこと、さらに(iii)上昇流、下向流いずれにおいても、沸騰開始点の加熱度にオーバシュートがほとんど見受けられず、強制対流からサブクール沸騰にいたる熱流束と加熱度の関係にも熱流束の昇時と降下時とで、顕著なヒステリシスが見受けられないことがわかった。
桜井 文雄
JAERI-M 9449, 30 Pages, 1981/04
JMTR及びJRR-2の炉心を低濃縮燃料に転換するための検討の一環として、これら低濃縮燃料炉心の熱水力的検討を行なった。使用した熱水力計算コードは、ANLが研究炉濃縮度低滅化のために開発したCOBRA-3C/RERTRである。検討した各種低濃縮燃料炉心のONB(onset of nucleate boiling)及びDNB(departure from nucleate boiling)に対する余裕度は、冷却水流速を現行炉心より大きくしたため、高濃縮燃料炉心である現行炉心より大きくなった。但し、各炉心の冷却水全流量は現ポンプシステムの容量内である。以上より、高U密度燃料が開発できれば、JMTR及びJRR-2の低濃縮燃料炉心は、現ポンプシステムを交換しなくても、現行炉心と同程度の熱的余裕をもって運転し得るとの結果を得た。なお本研究は、研究炉用燃料の濃縮度低減化に関するJAERI-ANL共同研究の一環として、著者がANLにおいて行ったものである。
