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吉田 啓之; 堀口 直樹; 古市 肇*; 上遠野 健一*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
About the boiling transition (BT) that determines the maximum thermal output of the BWR, it is considered that the spacers have significant effects on the occurrence of the BT. The occurrence conditions of the BT can be changed by devising the spacer shapes because it will affect to entrainment and deposition behaviors of droplets. In the light water cooled fast reactor: RBWR, thermal-hydraulics conditions are more challenging than in the current BWR. Then, the effect of the spacer on the BT should be sufficiently utilized in the RBWR. In the thermal-hydraulics design for the current BWR, large-scale tests were carried out and used to evaluate BT conditions. The RBWR is still in the design stage, and there is room to be changed to many parameters. Then, it is not reasonable to determine the shape of the spacer only by large-scale tests but also by local effect on droplet entrainment and deposition. On the other hand, by applying a two-phase CFD method with remarkable development in recent years, we can develop a model that can predict the effect of the spacers mechanistically. This research used the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed by JAEA to simulate annular dispersed flow in RBWR subchannels. In the occurrence of the BT, it is considered that the two-phase flow pattern is the annular dispersed flow, and we want to evaluate the effects of the spacer on annular dispersed flow in the RBWR subchannels. We performed numerical simulations of annular dispersed flow in the simplified subchannel of the RBWR. As a simulation parameter, we choose the existence of the spacer. The spacer in the simulation has a simplified shape and the same blockage ratio as the RBWR. In addition, we performed data analysis of numerical data and identified the occurrence and disappearance points of each droplet. We evaluate entrainment and deposition rate distribution in and around the spacer based on these data.
吉田 啓之; 堀口 直樹; 小野 綾子; 古市 肇*; 上遠野 健一*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
About the boiling transition (BT) that determines the maximum thermal output of the BWR, it is considered that the spacers have significant effects on the occurrence of BT. And occurrence conditions of BT can be changed by devising the spacer shapes. In the light water cooled fast reactor: RBWR, thermal-hydraulics conditions are more severe than the current BWR. Then, the effect of the spacer on BT should be sufficiently utilized in the RBWR. In the thermal-hydraulics design for the current BWR, large-scale tests were carried out and used to evaluate BT conditions. The RBWR is still in the design stage, and there is room to be changed to many parameters. Then, it is not reasonable to determine the shape of the spacer by evaluation only for large-scale tests. On the other hand, by applying a two-phase CFD method with remarkable development in recent years, we can develop a model that can predict the effect of spacers mechanistically. This research used the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed by JAEA to simulate annular dispersed flow in RBWR subchannels. In the occurrence of BT, it is considered that the two-phase flow pattern is the annular dispersed flow, and we want to evaluate the effects of spacer shape on annular dispersed flow in RBWR subchannels. As the first step of this research, we performed numerical simulations of annular dispersed flow in the simplified subchannel of RBWR. We used a circular tube with the same hydraulic diameter as the RBWR subchannel to consider the basic effects of spacer on the annular dispersed flow. As a simulation parameter, we choose the existence of the spacer. The spacer used in the simulation has a simplified shape and the same blockage ratio as the RBWR. In this paper, we describe the result of numerical simulation. We evaluated droplets' size and velocity based on simulation results for the spacer's existence and non-existence cases.
武田 全康; 壬生 攻*; 新庄 輝也*; 遠藤 康夫*; 鈴木 淳市
Physical Review B, 70(10), p.104408_1 - 104408_9, 2004/09
被引用回数：8 パーセンタイル：40.31(Materials Science, Multidisciplinary)中性子回折とメスバウアー分光を使って単原子層の非磁性Snを周期的に挿入したCr(001)/Sn多層膜のCrのスピン密度波(SDW)の構造について詳細に調べた。240nmの厚さのCr薄膜を基本構造として、全体の層厚を240nmに保ったまま、Sn層にはさまれたCr層の厚さを4.0nmから16.0nmになるように試料を作成した。すべての試料で、300KではバルクのCrで見られるSDW構造が観測されずに単純な反強磁性構造(CAF)を示すことがわかった。低温にすると、バルクでのSDWの波長よりも短いCr層厚を持つ4.0nmの試料では、このCAF構造はそのまま保たれているが、それよりも長いCr層厚を持つ試料では、低温でSDW構造に変わったが、その磁気構造はSn層できられたCr層の厚さによって大きく変化した。特に、Cr層厚が10.0nmの試料では温度領域によって、SDWの波長が非連続的に変化するのが観測された。これは、SDWを作ろうとするフェルミ面のネスティング効果で決まる波長とSnを挿入したことで導入された人工的な周期ポテンシャルによる競合の結果であると解釈される。
井口 正; 浅香 英明; 中村 秀夫
JAERI-Research 2002-006, 152 Pages, 2002/03
JAERI-Research-2002-006.pdf:5.52MB
筆者らは、BWR炉心での核熱水力不安定性の機構を解明するために、THYNC実験を行っている。THYNC実験では、実炉の炉心流動を忠実に模擬すべく、試験部出口にオリフィス抵抗体を、試験部内に丸セル型スペーサを設置している。THYNC実験データの解析には、オリフィス抵抗体やスペーサの流動抵抗を知っておく必要がある。そこで、THYNC試験装置のオリフィス抵抗体及びスペーサの単相流時及び二相流時の流動抵抗を測定した。その結果を用いて、流動抵抗のパラメータ依存性を検討した。併せて、分離流などの基本的な二相流モデルの二相流増倍係数に対する適用性を検討した。その結果、以下のことがわかった。(1)単相流時の流動抵抗は、Re数の関数として、圧力,質量流束の影響を表現できる。また、流動抵抗の予測には、従来の予測法により、流動抵抗を精度よく予測できる。ただし、スペーサについては、流路占有率などの複雑な形状依存性があるため、流動抵抗の高精度の予測には、実験で実験定数を定める必要があった。(2)二相流増倍係数とクオリティの関係は、圧力2MPa~7MPaでは線型関係とみなせる。二相流増倍係数とクオリティの関係は、圧力,形状に依存し、質量流束の影響は小さい。(3)オリフィス及びスペーサの二相流増倍係数は、分離流モデルで
20%の精度で予測できる。適用範囲は、圧力2MPa~7MPa,質量流束133kg/m
s~667kg/msである。一方、均質流モデルでは、実験定数を導入しないと高精度の予測はできない。形状に依存した実験定数を導入することにより、20%の精度で予測できる。
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/ms~1651kg/ms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
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。
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44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。
竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 和田 哲昌*; 松林 政仁; 鶴野 晃
Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.118 - 125, 1996/00
中性子ラジオグラフィのCT法を用いて軽水炉燃料を模擬した44ロッドバンドル内スペーサ近傍の空気-水二相流の3次元ボイド率分布を計測した。ロッドバンドル内スペーサ近傍の二相流の振る舞いは軽水炉の安全性研究において重要でありながら他の手法によっては観察が困難であったが、本計測により明りょうに可視化された。その結果、スペーサの影響がはっきりと観察され、中性子ラジオグラフィを軽水冷却原子炉の安全性研究のための熱水力研究における計測に応用できることが分かった。
高瀬 和之
Nucl. Eng. Des., 154, p.345 - 356, 1995/00
被引用回数：4 パーセンタイル：42.88(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉に使用されるスペーサリブ付き燃料棒の乱流熱伝達性能を、原子炉の運転条件とほぼ同じ最高出口温度1000
C、圧力4MPaの冷却材条件のもとで、実機寸法の環状流路を使って実験的に調べた。また、標準
-
乱流モデルを用いて数値解析を行い、実験結果と比較検討した。燃料棒の乱流熱伝達率は、平滑環状流路の値に比べて大きな差異を示した。レイノルズ数が5000以上の領域では、燃料棒の平均熱伝達率の計算値は、実験から得た熱伝達率相関式の値に対して10%以内の相対誤差で良く一致し、本解析手法が十分な精度を有していることを確認した。さらに、計算値は、実験結果に加えてスペーサリブによる伝熱促進効果を明らかにした。
高瀬 和之
JAERI-Research 94-034, 28 Pages, 1994/11
JAERI-Research-94-034.pdf:1.12MB
3次元台形状のスペーサリブを表面に持つ高温ガス炉用燃料棒の乱流熱伝達を、k-乱流モデルと境界適合座標系を使って数値的に解析した。また、出口最高温度1000C、圧力4MPaのヘリウムガス条件のもとで模擬燃料棒を用いて実験的に調べた。実験の結果、燃料棒の乱流熱伝達率は2000を超えるレイノルズ数域では、同心平滑環状流路の値よりも18%から80%も上昇することがわかった。一方、燃料棒の平均ヌッセルト数の計算値は、実験データから得られた熱伝達相関式に対して5000以上のレイノルズ数域では10%の相対誤差で良く一致し、本計算結果は十分な精度を有していることを確認した。さらに、スペーサリブによる伝熱促進効果や流路断面積の減少による軸方向流速増大の効果を数値計算によって定量的に明らかにした。
大貫 晃; 秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫
JAERI-Research 94-012, 59 Pages, 1994/08
JAERI-Research-94-012.pdf:1.75MB
PWR-LOCA時再冠水過程における炉心内熱水力挙動をこれまで1515型模擬燃料集合体を用いて調べてきた。これまでの知見の実炉解析への適用性を評価するためには、燃料集合体形状(1515型と1717型との違い)及び燃料棒構造(被覆管材質・ギャップの有無)の影響を明らかにする必要がある。本研究では、小型再冠水試験装置による試験結果の比較及び1515型に適用可能であるREFLA/TRACコードの解析結果を仲介として、上述の各パラメータが炉心内熱水力挙動に与える影響を検討した。その結果、いずれの効果についても基本的な熱水力挙動は1515型で得られたものと変わらず、1515型模擬燃料集合体で得られた知見は実炉の燃料熱特性の体系にも適用できることがわかった。
17 type fuel assembly of PWR大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(3), p.187 - 202, 1993/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)REFLAコード炉心熱水力モデルのPWR1717型燃料集合体への適用性を評価した。同モデルは従来1515型燃料集合体に対し開発されてきたものである。1515型と1717型燃料集合体とでは、(1)集合体形状及び(2)支持構造が異なる。(1)及び(2)の効果を実験的に調べると共に、そのデータを使い適用性を評価した。REFLAコードの膜沸騰熱伝達及びボイド率モデルは各モデルの誤差範囲内(30%)で1717型燃料集合体へ適用できることがわかった。支持構造の違いは、ターンアラウンド温度には影響しなかったがクエンチ速度には影響した。1717型の支持構造の場合にはクエンチ速度は低くなり熱伝達率の増加するのが遅れたため、REFLAコードにより評価モデル(EM)条件における被覆管最高温度(PCT)に及ぼす支持構造の効果を評価した。その結果、支持構造の違いはEM条件でのPCTに影響しない事がわかった。
村尾 良夫; 井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 岩村 公道; 大久保 努; 大貫 晃
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 1, p.723 - 732, 1993/00
円筒炉心試験装置(CCTF)と平板炉心試験装置(SCTF)による試験において、クエンチフロント上方への明瞭な蓄水と良好な炉心冷却が観測された。これらの試験と原研の小規模試験の結果に対する現象論的分析により明らかになったボイド率、熱伝達率並びに、クエンチの進行に及ぼすグリッドスペーサの効果、逆スラグ流領域での液相速度効果について述べている。また、観測された蓄水と炉心冷却の促進の関係について議論している。更に、原研小規模試験データによる相関式の改良に基づいて、グリッドスペーサ効果を除き、再冠水モデルの改良を行った。この再冠水モデルをREFLA/TRACに組み込み、CCTFとSCTFのデータを用いてモデルの評価を行った。これらの改良モデルとその評価結果について述べている。
永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛; 古田 照夫
JAERI-M 90-165, 35 Pages, 1990/09
PWRのシビアアクシデントにおける燃料被覆管とスペーサーグリッドの反応を調べるために、ジルカロイ-4管とインコネル-718製スペーサーを組み合わせた試験片を作製し、1248~1673Kの温度範囲で等温反応実験を行なった。アルゴン雰囲気中の試験では、1248Kでジルカロイとインコネルの接触点において共晶反応が観察された。高温ほど反応の進行は速く、1373Kで300秒間反応させた試験片の接点周囲では、厚さ0.62mmのジルカロイ-4管の肉厚全てが反応した。一方、酸素雰囲気中の試験のうち、1473K以下の温度では共晶反応は観察されなかった。1573Kと1623Kでは接触点において反応が生じた形跡が見られたが、ジルカロイ管の肉厚減少は観察されなかった。酸素が十分に供給される条件では、ジルカロイ被覆管とインコネル・スペーサーグリッドの間で共晶反応が進行する可能性は小さい。
秋野 詔夫; 功刀 資彰; 一宮 浩市*; 光城 光二*; 上田 正昭*
J.Heat Transfer, 111, p.558 - 565, 1989/05
被引用回数：31 パーセンタイル：86.79(Thermodynamics)感温液晶による温度場の可視化は視覚によって温度分布の全体像を把握することができるため極めて有効な方法であるが、人間の色彩感覚が介在するため、精度の良い定量的計測や自動化はこれまで行われていなかった。著者らは、液晶の散乱反射光を透過波長帯の極めて狭い干渉フィルターによって分光し、液晶分布中から等波長領域を取り出すことによって、種々の波長に対する等温度場を決定する方法、即ち、狭帯域フィルター法を開発し、画像処理による等温線の検出に成功した。本報告は、狭帯域フィルター法の原理と校正結果及び画像処理技術を用いた等温線検出方法について述べたものである。
丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 菱田 誠; 下村 寛昭
Nucl.Eng.Des., 102, p.1 - 9, 1987/00
被引用回数：9 パーセンタイル：66.29(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス実験炉炉心燃料体を模擬した燃料体スタック実証試験装置(T
)により、燃料チャンネル1本分に関する伝熱流動試験を行った。試験の結果、燃料棒の摩擦係数と熱伝達率は内面加熱時の平滑環状流路の値と比較して、それぞれ約20%、約15~60%高い値を示した。この原因として燃料棒表面に取り付けられたスペーサリブによる伝熱促進効果、あるいは両面加熱による熱伝達率の向上が考えられる。また低レイノルズ数域において、熱放射が有効な伝熱機構であることが確認された。
杉本 純; 村尾 良夫
JAERI-M 84-131, 223 Pages, 1984/06
PWR-LOCA時再冠水熱伝達に及ぼすグリッドスペーサーの影響を調べるための実験を行った。模擬炉心中央部のグリッドスペーサを移動させてグリッドスペーサの近傍での流動熱水力応答、およびグリッドスペーサ板厚の影響を調べた。クエンテ前の熱伝達率は、グリッドスペーサ直上では直下に比べて約20~50%増加した。液滴分散流領域ではグリッドスペーサ上方での液滴の細分化が、またスラグ流領域ではグリッドスペーサの早期リウェットおよびグリッドスペーサ近傍への蓄水の像かが観測された。このためグリッドスペーサによる熱伝達率の増加は、液滴分散流領域での液滴表面積の増加と、スラグ流領域での膜沸騰熱伝達の像かな主な原因と推察された。本実験に基づいて再冠水グリッドスペーサモデルを開発した。本モデルにより、グリッドスペーサ近傍での熱水力挙動が良く予測されることがわかった。
杉本 純; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(2), p.103 - 114, 1984/00
被引用回数：12 パーセンタイル：72.87(Nuclear Science & Technology)PWR-LOCA時の再冠水熱伝達に及ぼすグリッドスペーサの影響を実験的に調べた。模擬炉心中央部のグリッドスペーサを上下に移動させることにより、グリッドスペーサ近傍での流動状況、熱伝達率および蓄水挙動の変化を調べた。クエンチ前の熱伝達率は、グリッドスペーサの直上では直下に比べて約20~50%増加した。液滴分散流領域ではグリッドスペーサ上方での液滴の細分化が観測された。スラグ流領域ではグリッドスペーサの早期リウェット、およびグリッドスペーサ近傍への蓄水の増加が観測された。このためグリッドスペーサによる熱伝達率の増加は、液摘分散流領域での液滴表面積の増加と、スラグ流領域での膜沸騰熱伝達の増加が主な原因と推察された。本実験に基づいたモデルにより、グリッドスペーサ近傍での熱水力挙動が良く予測されることが分った。
山崎 弥三郎; 岡崎 元昭; 新妻 泰
JAERI-M 82-014, 62 Pages, 1982/03
ATR及びJPDR-IIの模擬燃料体についてFAT-1ループを用いてボイド率及び圧力損失を空気-水系について測定した。実験範囲は水流量60t/hまで、系圧力3.5kg/cmボイド率10~50%である。ボイド率は燃料体全体の平均値を、圧力損失は直管部・スペーサー部・ベース部・タイプレート部にわけて測定した。ボイド率(
)と気体体積流量率(
)との比はATR(二次設計)で0.95、JPDR-IIでは0.7となった。直管部の摩擦圧力損失はの函数として示した。円管に関する二相流の知見から原子炉運転圧力における全圧力損失の推算方法を示した。全圧力損失の約1/2は直管部以外の損失が占める。流動状態観察の結果、両燃料体とも流路全体として全範囲に亘り気泡流が卓越している。
杉本 純; 村尾 良夫
JAERI-M 9992, 41 Pages, 1982/02
本報告書は、PWR-LOCA時の再冠水過程における炉心内熱伝達に与えるグリッドスペーサの影響についての予備解析結果をまとめたものである。原研における再冠水実験等においてグリッドスペーサの近傍における熱伝達率の増加が観測されている。熱伝達率はグリッドスペーサの下流側においてグリッドスペーサからの距離と共に減少している。グリッドスペーサ近傍における熱伝達率増加機構について考察し、実験データに基づいたグリッドスペーサ下流での液滴合体モデルを提案した。さらに飽和膜沸騰熱伝達相関式に基づいて、グリッドスペーサによる増加熱伝達率の定量的評価を行った。
岡崎 元昭; 山崎 彌三郎
日本原子力学会誌, 20(1), p.61 - 70, 1978/01
被引用回数：0燃料集合体内の燃料棒は冷却材流れによって引起される振動によってピッチ間隔が狂ったり、フレッティング腐食などの発生により燃料集合体としての機能が維持されなくなる可能性をもっている。燃料棒の振動には燃料棒の物理的特性のみならず、その置かれている流路によって規定される流動特性が大きく関係している筈である。しかるに、従来の研究は実炉の条件に対してこれらの影響因子が充分に考慮されていないものばかりである。本報は実炉条件での実験を行うことによってこれを確かめ、さらにその理論的背景について考察した。
