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椎名 保顕; 稲垣 照美*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 48(2), p.373 - 383, 2005/01
被引用回数：37 パーセンタイル：73.74(Thermodynamics)潜熱蓄熱の実用化には伝熱促進が不可欠であるが、熱伝導率の高い多孔体中に蓄熱媒体を含浸させ実効熱伝導率を向上させることにより伝熱促進を図る方法が考えられる。本研究では、気孔率の高い発泡金属中に蓄熱媒体を含浸させた場合の相変化時間に及ぼす実効熱伝導率等の影響を、円筒カプセル蓄熱体を用いた場合について数値解析及び近似解析により評価した。その結果、蓄熱媒体の熱伝導率が低い場合には、相変化時間は数十倍短縮されること、また、フィンを用いる場合に比べても数倍から十倍程度伝熱が促進されることを示し、この方法が伝熱促進に高い有効性を有することを明らかにした。
奥野 浩; 外池 幸太郎; 酒井 友宏*
Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/10
燃焼の進展に伴い、軽水炉用燃料集合体の反応度は核分裂性核種の減損、特に軸方向中央部の減損により減少する。端部の反応度変化への重要性を描写するために、燃焼重要度関数を局所的な燃焼度変化の反応度減少への重みとして導入した。この関数をOECD/NEA/BUCのフェーズII-Aモデル(使用済PWR 燃料棒を表す)及び簡単化したフェーズII-Cモデル(局所的な燃焼変化による反応度変化を研究)に適用した。フェーズII-Aモデルへの適用は、端部の燃焼重要度が燃焼度あるいは冷却期間の増加に伴い増加することを明瞭に示した。異なる初期濃縮度での燃焼重要度を比較した。簡易化されたフェーズII-Cモデルへの適用の結果は、燃焼重要度関数が、平均燃焼度を一定にし燃焼度変化が最大・最小測定値の間であるという束縛条件下で最も反応度の高い燃焼分布を見い出すのに役立つことを示した。
大貫 晃; 秋本 肇
International Journal of Multiphase Flow, 26(3), p.367 - 386, 2000/03
被引用回数：141 パーセンタイル：95.93(Mechanics)気液二相流の流路スケール依存性を調べるため、大口径垂直管(内径D:0.2m,流路長さと内径の比L/D:61.5)内空気/水上昇二相流における流動様式及び相分布の遷移特性を実験的に検討した。壁面ピーク相分布に及ぼす流路スケール効果を同一気泡径での小口径管のデータとの比較により議論した。気泡の合体が開始する流量条件は小口径管に対するものとほぼ一致したが、差圧分布から判断されたL/D=20程度の助走域では大きな合体泡の生成は観察されず、L/D
20で大気泡が生じた。小口径管でスラグ流が実現する領域では大口径管では乱れの大きいチャーン流が支配的であった。相分布の遷移は流動様式の遷移と対応し、合体泡が相分布に影響する点は小口径管と同様であったが、水の見かけ流速が低下した場合に小口径管では見られない気泡クラスターを含む大きな渦の充満する気泡流となり、小口径管では壁面ピークとなる流量でもコアピークの分布となった。大口径管での壁面ピーク相分布の壁面ピークの高さが小口径管の場合より低くなる理由として、大口径管での径方向水流速速度勾配が低く、気泡が誘起する乱流変動が大きいためであることがわかった。
大貫 晃; 秋本 肇
Proceedings of 2nd Japanese-European Two-Phase Flow Group Meeting (CD-ROM), 6 Pages, 2000/00
多次元二流体モデルは二相流の流路形状効果を解析的に表現できる能力を有し、低減速スペクトル炉等の将来型炉の熱工学設計や安全解析で使われている一次元二相流モデルの精度検定ができる。しかしながら、そのような適用をする場合、流路スケール効果を表現できる気泡の乱流拡散や気泡径の評価モデルを確立する必要がある。本研究では、形状の違いを陽に表現できるよう気泡の乱流拡散並びに気泡径のモデルを改良した。開発した各モデルに概要を示すとともに、大口径管助走域へ適用し、予測性能の高いことを示した。
原子炉熱流動解析コード高度化専門部会
JAERI-Review 98-006, 194 Pages, 1998/03
JAERI-Review-98-006.pdf:8.23MB
国内外で進められている受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析について、その現状と課題を日本原子力研究所原子力コード委員会原子炉熱流動解析コード高度化専門部会での調査内容及び議論をもとにまとめた。本調査は今後の原子炉熱流動解析コードの高度化研究に資する目的で進められた。最初に、今までに提案された種々の炉型に対し、そのシステム解析及び各種受動的安全系の性能評価の現状と課題をまとめた。次に、摘出された課題の中で特に重要と考えられた多次元二相流解析手法の現状と課題をレビューすると共に、各手法の評価・検証用に必要となるデータベースを気泡流及び環状噴霧流に対して調査した。本報告書でまとめられた内容は軽水炉熱流動解析の最前線、及び近年進展の著しい多次元二相流解析の最新の知見を含んだものであり、今後原子炉熱流動解析コードの高度化を図る上で極めて貴重な情報を提供するものと考えられる。
大貫 晃; 清宮 正人*; 秋本 肇
混相流シンポジウム'98講演論文集, p.221 - 222, 1998/00
本報では、気液二相流の詳細な多次元流動モデルの確立を目指す研究の一環として、気泡流相分布に及ぼす流路スケール効果を実験的に調べた。内径20cmの大口径垂直管における相分布及び気泡径を測定すると共に、水及び気泡の各流速分布を測定し、Liuらの小口径管(内径3.8cm)データとの比較から流路スケール効果を検討した。検討の結果、大口径管での径方向液流速勾配が小口径管より低いこと、及び気泡が誘起する液相乱流エネルギーの高いことが大口径管での相分布が小口径管より平坦となる理由として考えられた。
大貫 晃; 秋本 肇
Proc. of 1st European-Japanese Two-phase Flow Group Meeting, p.1 - 8, 1998/00
本報では、気液二相流の多次元解析手法を確立する上で不可欠な大口径管での流動特性を調べた。内径48cm及び内径20cmの大口径垂直管における流動様式及び相分布を測定し、流動特性を実験的に調べるとともに、原研で開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dによる解析を交え、流路スケール効果を分析した。その結果、大口径管では小口径管より流動の乱れが大きく、流動様式及び相分布に小口径管とは異なる特性のあることがわかった。大きな渦や壁面付近で逆流の見られる乱れた気泡流が見られ、合体泡が間欠的に流れる流動様式では合体泡と壁面の間の液膜に多数の小気泡を含有していた。ボイド率のピークが壁面付近に現れる流量の範囲は小口径管より狭かった。
大貫 晃; 秋本 肇
Proc. of 3rd Int. Conf. on Multiphase Flow (ICMF'98), p.1 - 6, 1998/00
将来型原子炉システムの設計に最適化するには、その解析ツールの妥当性を検定する必要がある。本研究ではこの検定を多次元二流体モデルによる詳細解析で行うことを想定し、そこで必要となる揚力モデル及び乱流拡散モデルの流路スケールに対する適用性の評価を行った。小口径管のデータベースとしてはLiuらのもの(内径約4cm)を用い、大口径管は筆者らが新たに取得したもの(内径20cm)を用いた。気泡径がほぼ等しい状態での気泡流データを筆者らが開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dで解析した。解析の結果、乱流拡散モデルに問題のあることが分かり、気泡径と流路スケールの相対関係に依存する新たなモデルを提案した。
大津 巌; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 久木田 豊
JAERI-Research 96-038, 55 Pages, 1996/07
JAERI-Research-96-038.pdf:1.63MB
定圧式CAESシステムは、余剰電力を蓄えるエネルギー貯蔵法として実現を期待されている。このシステムでは、ガス圧を調整する圧力隔壁である通水抗で水に溶けたガスが発泡し、圧力隔壁としての効果が低下するため、これを定量的に予測する必要がある。原研、東大、電力中央研究所及び(株)清水建設の4者は、この水-溶存ガス二相流に関する共同研究を行った。本報告では、CAESシステムの構成、同システムで特徴的な流動現象及び模擬実験装置の概略を紹介すると共に、発泡速度等直接計測が困難な物理量の推定方法を考察した。均質流及び二流体モデルの基礎方程式に基づく推定方法を検討した結果、1)時間的に定常な流動状態での実験、2)断面平均ボイド率の計測、3)気相流速の直接計測、4)溶存ガス濃度の複数点での計測が今後の課題となることがわかった。
-UZr
at elevated temperatures赤堀 光雄; 小川 徹; 伊藤 昭憲; 森井 幸生
Journal of Physics; Condensed Matter, 7, p.8249 - 8257, 1995/00
被引用回数：51 パーセンタイル：90.44(Physics, Condensed Matter)-UZrの格子安定性と構造を熱分析及び中性子回折により調べた。構造はZrの
相に類似した修正C32-AlB構造であることを確認した。相格子定数の温度依存性を室温から880Kの温度領域で決定した。相からbcc固溶体相への相変態における熱効果を測定し、X
=0.67~0.81の組成域で5.6~4.4kJ/g-atomの値を得た。さらに、この熱効果の組成依存性から、純Zrの/
変態熱が約2.8kJ/g-atomであることを明らかにした。
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。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(2), p.113 - 121, 1994/02
被引用回数：1 パーセンタイル：17.55(Nuclear Science & Technology)水平の閉流路内気液二相流では、波状流からスラグ流への遷移がKelvin-Helmholtzの不安定性を主要因として生じると考えられているが、実際はKelvin-Helmholtz理論が示す気相流速の半分程度で遷移が生じる。これまで提案されてきた多くの遷移機構予測モデルは、この違いが、波頭上部での気相流路面積の減少に伴う圧力降下が波の成長を促進する結果生じると仮定した。これをBernoulli効果と呼ぶが、これまでこの圧力降下を動的に計測した例は大変少ない。今回、PWRの水平配管と同等の流路高(0.7m)を持つ水平の矩形ダクト装置を用いてスラグ流遷移時の気相部圧力等を計測し、Bernoulli効果の評価を行った。その結果、スラグ流遷移過程の波の波頭部近傍で、水頭に匹敵する気相部圧力降下が確認された。その際、気相部運動エネルギー損失による波頭前後での不可逆な圧力損失や、高速の空気流による波頭での液滴の発生等が観察された。
井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 91-173, 94 Pages, 1991/10
CCTFにより高圧条件(0.42MPa)の再冠水試験を行い、基準試験(圧力0.2MPa)の結果と比較した。(1)高圧試験での再冠水現象は基準試験での再冠水現象と定性的に殆ど等しかった。このことは、PWRの再冠水現象予測を行うに際し、基準試験結果を基礎にして開発した再冠水物理モデルを少なくとも圧力0.42MPaの条件まで拡張して使用することに問題はないことを示す。(2)一方、定量的には以下のような高圧力の影響が見られた。炉心冷却はよく蒸気発生量は多い。しかし、蒸気密度は大きいため蒸気流速は逆に小さい。このため、蒸気のループを通っての排出は容易でいわゆる蒸気閉塞効果は小さく、また、炉心内の蓄水量は多い。従って、炉心冠水速度は大きい。炉心冷却がよいため、最高炉心温度は低く、最終クエンチは早く、炉心安全性は高まる。この結果は、従来0.3MPaまでの圧力範囲で見出されていた結果と等しい。
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。
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：37.68(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。
秋本 肇; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純*; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 87-001, 83 Pages, 1987/01
加圧水型原子炉の冷却材喪失事故再冠水期における炉心冷却と一次系内の流動に対する系圧力の影響を調べる為に、円筒第2次炉心試験装置を用いて系圧力0.15MPaでの試験を行なった。本試験は、既に実施された試験C2-1(系圧力0.42MPa)とC2-4(系圧力0.20MPa)と対をなす円筒第2次炉心試験装置による系圧力パラメ-タ試験の一つである。上述の試験結果を比較検討した結果、以下の事柄が明らかとなった。(1)系圧力が高くなると、炉心冷却は促進された。村尾・杉本による熱伝達率相関式で検討した結果、再冠水初期(再冠水開始から60秒まで)では蒸気密度が大きくなることの為に高系圧下での熱伝導率が高くなる事がわかった。また、後期(60秒以降)では、蒸気密度の効果に加えて、局所ボイド率とクエンチ点からの距離が影響して熱伝導率を高めている事がわかった。(2)一次系内の流動に対いし、円筒第1次炉心試験での観察された系圧力効果と同様の結果が得られた。
岩村 公道; 安達 公道; 傍島 真; 大貫 晃; 大久保 努; 阿部 豊; 村尾 良夫
NUREG/CP-0082 Vol.4, p.429 - 444, 1987/00
平板炉心試験装置(SCTF)を用いた再冠水試験により、炉心半径方向の出力分布が存在すると、高出力バンドルにおけるクエンチフロント上方での熱伝達は促進されることが明らかとなった。このような2次元熱伝達挙動は、局所圧力損失測定値の2次元分布と密接な相関関係にあった。液滴分散流モデルに基づくと、熱伝達率は、輻射項、液滴衝突項、及び蒸気強制対流項の3項の和として表現できる。本モデルにより計算した熱伝達率は、クエンチ発生直前を除けば、SCTF、円筒炉心試験装置(CCTF)、及びFLECHT-SEASET等のデータと比較的良く一致した。従来のBromleyタイプの膜沸騰熱伝達率相関式では、SCTF試験で観察されたような2次元熱伝達挙動を予測することはできなかったが、本モデルを用いると、高出力バンドルにおける熱伝達促進を予測することができた。
岩村 公道
JAERI-M 86-135, 89 Pages, 1986/09
軽水炉の流量低下事故時における燃料棒のバ-ンアウト現象の特性を調べるため、実験及び解析的研究を実施した。実験は、加熱長さ800mmの一様加熱垂直円管および環状流炉テスト部を用い、実験範囲は、系圧力0.1~3.9MPa、流速減少率0.44~770%/sである。局所流動条件は、分離流モデル及びCOBRA/TRACコ-ドにより計算した。本研究の結果 以下の知見が得られた。流速減少率が増大するほど、バ-ンアウト時の入口質量流量が減少し、系圧力が高いほど過渡効果は小さくなった。これは沸騰境界の移動が入口流量の急激な減少に追随できない為、入口流量が定常バ-ンアウト流量に達してからも蒸気流量は増加を続け、加熱面上の液膜流を保持する事による。また、本実験のみならず他の研究者による実験についても、局所条件バ-ンアウトモデルにより予測したバ-ンアウトに至る時間は、実験結果と良い一致を示した。
大貫 晃
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(3), p.219 - 232, 1986/00
加圧水型炉、冷却材喪失事故時のシステム内および炉心内の熱水力挙動を評価するさい、ホットレグでの対向流抑制(CCFL)は蒸気発生器への水流量および圧力容器内上部プレナムへの水流量を決めるため重要となる。ホットレグでのCCFLを評価するため、テスト部として傾斜管付き水平管をホットレグ模擬流路とし、実験的にその流路でのCCFL特性を解明した。模擬実験の結果、定常分離流でのデータに対しては Wallis型の相関式(Jg
+mJe=C)が適応できた。しかし水プラグを伴う非定常流では適応できなかった。包絡線理論に基づく解析により、定数Cは水平管部長さと流路直径の比および傾斜管部長さの関数となるべきことを示した。この関数はRichterらの結果を十分予測した。定数mは本実験データに対してほぼ一定値、0.75となった。この定数Cの関数およびm=0.75により非定常流の場合を除く本実験のデータが整理できた。
岩村 公道; 傍島 真; 大久保 努; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道
JAERI-M 85-106, 234 Pages, 1985/07
平板炉心試験計画の主目的は、PWR-LOCA時再冠水過程における炉心内2次元熱水力挙動を調べることである。半径方向出力分布の効果を調べるため、平板炉心試験装置(SCTF)第2次炉心を用いて、同一総発熱量かつ同一炉心蓄積熱条件下で半径方向出力分布の異なる3回のコールドレグ注入試験を行ない、比較評価した結果、半径方向出力分布が存在する場合には、高出力バンドルでは熱伝達が促進され、低出力バンドルでは熱伝達が悪化することが明らかとなった。高出力バンドルにおける最高温度の低下量は、急峻出力分布試験において約40~120Kと評価された。一方、上部プレナム内の不均一蓄水によっても炉心内2次元流れが生じ、その結果PWRの外周バンドルに相当するバンドルではクエンチが遅れた。しかしながら、上部プレナム蓄水分布が顕著となるのは炉心が最高温度に達した後なので、炉心最高温度に及ぼす影響は小さかった。
