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論文

Heat conduction analyses on rewetting front propagation during transients beyond anticipated operational occurrences for BWRs

与能本 泰介; 柴本 泰照; 佐藤 聡; 岡垣 百合亜

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1342 - 1352, 2016/09

AA2015-0497.pdf:1.05MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

BWRの運転時の異常な過渡変化を超える過渡事象におけるドライアウトした燃料表面のリウェット挙動に関して、当研究グループで以前実施した研究では、リウェット直前の冷却として定義する先行冷却により、その伝播速度が強く支配されることが示された。本研究では、この先行冷却の特徴を把握するために、実験結果に対して、さらに工学解析と熱伝導解析を実施した。特徴把握のため、まず、先行冷却を熱伝達率評価値を用いて定量的に定義し、先行冷却が開始するタイミングでの被覆管温度の関数としてリウェット速度を検討した。その結果、リウェット点近傍での最大伝熱量によりリウェット速度が制限される傾向が示され、熱伝導解析の結果と整合した。

報告書

BWR定常ポストCHF試験結果; 限界熱流束及びポストCHF熱伝達率(受託研究)

井口 正; 岩城 智香子*; 安濃田 良成

JAERI-Research 2001-060, 91 Pages, 2002/02

JAERI-Research-2001-060.pdf:6.34MB

従来のポストCHF試験に比べて、2MPa~18MPaの広い圧力範囲,33kg/m$$^{2}$$s~1651kg/m$$^{2}$$sの広い流量範囲,過熱度500Kまでの広いヒータ温度範囲で、定常ポストCHF試験を行い、沸騰遷移領域,限界熱流束,ポストCHF熱伝達率に関するデータを得た。試験体は、BWR燃料と同径・同長のヒータによる4$$times$$4管群流路とした。試験の結果、沸騰遷移は複数のグリッドスペーサの直下で生成し、加熱量の増加とともに、沸騰遷移領域は下方に伸長することがわかった。グリッドスペーサー上方は核沸騰状態であるのに対し、グリッドスペーサ下方は膜沸騰状態になる。したがって、限界熱流速は、グリッドスペーサからの距離に影響される。グリッドスペーサ直上の限界熱流束は、同じ局所条件で比べるとグリッドスペーサ直下の限界熱流束の約1.15倍であった。ポストCHF熱伝達は、伝熱体の加熱度が十分大きければ、蒸気乱流熱伝達が支配的であり、単相流の熱伝達相関式が適用できる。加熱度が十分には大きくない場合、ポストCHF熱伝達率は、単相流の熱伝達相関式による予測値よりも大きくなる。ポストCHF熱伝達率を単相流の熱伝達相関式による予測値で規格化することにより、質量流束の影響を表現できる。ただし、圧力,過熱度,位置の影響を表現できない。試験結果によれば、ポストCHF熱伝達率に及ぼす圧力,過熱度,位置の影響は、ヒータ温度及び位置の関数で表現できた。ポストCHF熱伝達率は、グリッドスペーサ直下で最小であり、グリッドスペーサから上流に離れる程増加する。グリッドスペーサ1スパン区間で、ポストCHF熱伝達率は約30%増加した。

報告書

BWRポストCHF試験データレポート; 過渡事象炉心伝熱流動試験計画(受託研究)

井口 正; 伊藤 秀雄; 木内 敏男; 渡辺 博典; 木村 守*; 安濃田 良成

JAERI-Data/Code 2001-013, 502 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-013.pdf:32.38MB

原研は大型再冠水効果実証試験第2期計画として、過渡事象炉心伝熱流動試験計画を実施した。本試験計画では、従来型の軽水炉の定格条件を模擬でき、模擬燃料15本(ほかに非発熱棒1本の合計16本で4$$times$$4管群を構成する。)から構成される模擬炉心を有する過渡事象炉心伝熱流動試験装置を用いて試験を行い、軽水炉の異常な過渡変化及び事故時の炉心冷却の実証と安全余裕の定量化を行う。本試験計画の一環として、ポストCHF熱伝達に関するデータを取得した。本試験データは、軽水炉の炉心ヒートアップ後の炉心温度を評価するには必須のデータである。これまでのこの種の試験データに比べて、極めて高温の条件、低圧から高圧までの広い圧力範囲をカバーしているところに特徴がある。また、従来の多くの研究では、最も早くヒートアップした領域を対象としているが、ヒートアップ域の拡大や縮小,ヒートアップ域の軸方向の相違などについてはあまり議論されていない。本試験では、炉心下端から上端までの広い範囲の被覆管温度を取得した。本報告書では、ポストCHF熱伝達試験の試験条件,被覆管温度データ,ポストCHF伝達率などのデータをまとめ、試験データを解析する際の資料とする。

報告書

Re-Analysis of CSNI Standard Problem No.8

佐々木 忍; 新谷 文将

JAERI-M 9842, 68 Pages, 1981/12

JAERI-M-9842.pdf:1.72MB

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。

報告書

RELAP4Jコードを用いたROSA-III実験RUN 704の感度解析

安部 信明*; 田坂 完二

JAERI-M 9156, 40 Pages, 1980/11

JAERI-M-9156.pdf:1.63MB

均質平衡モデルのRELAP4Jコードを用いBWR LOCAの標準模擬実験であるROSA-III実験RUN 704の感度解析を行なった。その結果、炉内圧力変化およびヒータ表面での沸騰遷移動発生時刻はジェットポンプ吸込部の逆流抵抗に大きく影響される事がわかった炉心内水位変化とヒータ表面温度変化には密接な関連があり、リウェットおよびクエンチ過程でのヒータ表面温度変化を正確に計算するには炉心内の水位計算を正しく行なう必要がある。このためには現在の気水分離モデルに基づく水位計算のみでは不十分であり、炉心出入口におけるCCFLおよび気液間のスリップを直接考慮できるようにRELAP4Jコードを改良することが必要である。

論文

Analysis of precursory cooling in quenching phenomena

平野 雅司; 朝日 義郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(5), p.339 - 350, 1980/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:65.23(Nuclear Science & Technology)

先行冷却効果は、クエンチ現象において、重要な役割を演ずると考えられている。ここでは、先行冷却効果は、主に、有限距離継続する膜沸騰熱伝達によるものと仮定する新しいモデルが示される。そこでは、加熱された管の一次元軸方向熱伝導に対する三領域モデルによって、クエンチ速度,及び温度分布が求められる。このモデルを、すでに行われているいくつかの実験に適用して、先行冷却領域の実効長に対する実験式を導出した。落下膜再漏れ,及び最冠水現象に関して、その実験式は、同型なものとなった。

報告書

サブクール水中におけるクエンチング現象と熱伝達

斎藤 伸三; 森 治嗣*; 落合 政昭; 戸田 三朗

JAERI-M 8570, 42 Pages, 1979/11

JAERI-M-8570.pdf:1.14MB

軽水炉の反応度事故時における燃料棒の非定常冷却過程を明らかにするため、ジルカロイ製中実丸棒及び管を用いサブクール条件下で模擬実験を行い、詳細に検討した。その結果、冷却過程は、クエンチング温度Tqとリウェッティング温度Trによって3つの領域に分けられ、Tq以上およびTr以下の領域における挙動は従来の沸騰曲線から説明出来るが、TqからTrの領域は従来に明らかにされていない熱伝達挙動を示し蒸気膜の崩壊に伴なう激しい流体の乱れが大きく急冷に寄与していることが高速度カメラによる撮影からも確認された。また、Tqは冷却水のサブクール度の増加とともに水の最大加熱温度をはるかに上廻るようになり、一方、Trははとんどその影響を受けず最大過熱温度と一致した。本実験条件では、LOCA時と異なりリウェット領域から 膜沸騰領域への試験体軸方向の熱伝導は少なく、半径方向の熱伝達が支配的である。

論文

Correlation of quench phenomena for bottom flooding during loss-of-coolant accidents

村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(12), p.875 - 885, 1978/00

 被引用回数:17

再冠水解析コードのためのクエンチ現象相関式を作成するため,外側過熱石英管実験により観察された三種のクエンチモード、すなわち 1)液柱型、2)ドライアウト型、3)液滴再付着型が定量的に検討された。液柱型とドライアウト型のクエンチ速度に対して、二次元熱伝導に関する簡単なモデル等、いくつかの仮定ならびにPWR-FLECHT実験を用いて相関式が得られた。この式では,次の条件の下で、クエンチ速度を$$pm$$20%の誤差範囲内で予測できることが見い出された。圧力:1.0~4.1(kg/cm$$^{2}$$a)、クエンチ温度:370~510($$^{circ}$$C)、局所サブクール度:0~30($$^{circ}$$C)、流速:5~25(cm/sec)液滴再付着型のクエンチ温度に対する相関式も導かれ、少数の利用できる実験データとの定性的一致が得られた。

口頭

Evaluation of liquid film front behavior during rewetting process based on visualization experiment

Le, T. D.; 和田 裕貴; 柴本 泰照; 与能本 泰介

no journal, , 

A rewetting phenomenon by liquid film propagation is one of key factors to evaluate peak cladding temperature and dryout duration after the occurrence of the post-boiling transition. The AESJ (2003) proposed the empirical correlation to predict the rewetting velocity in the anticipated operational occurrence conditions, which was recently applied to the evaluation of fuel rod surface temperature during an anticipated transient without scram for the safety review on the Japanese new regulation. Our previous studies have indicated the propagation velocity of the rewetting front is significantly affected by the heat transfer in the dried region immediately before the rewetting front, which is defined as precursory cooling (PC). The mechanism of the PC is still not clarified because of insufficient related studies. Therefore, this study visually investigates liquid film front behavior on a single heater pin surface with air-water flow at atmospheric pressure. Results showed oscillatory formation of dry patches in the liquid film in the vicinity of the rewetting front. This oscillation continued until the heated rod was completely cooled.

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