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神永 雅紀; 山本 和喜; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(12), p.943 - 951, 1998/12
被引用回数：29 パーセンタイル：87.60(Nuclear Science & Technology)通常運転時において、下向流により炉心を冷却している研究用原子炉では、1次冷却材の流量が喪失した場合、炉心内で強制循環による下向流から自然循環による上昇流へと流れの向きの逆転が生ずる。このため、設計では原子炉停止後の補助ポンプ等による炉心冷却の必要性、流れが逆転する際の燃料の安全性を評価する上で流速零を含むCCFL条件下の限界熱流速(CHF)の検討が重要となる。著者らがこれまでに提案したCCFL条件下のCHF相関式は、保守的な評価をするために冷却材のサブクール度を考慮しなかった。本研究では、垂直矩形流路におけるCCFL条件下のCHFについて、CHFに及ぼす流路入口サブクール度及び軸方向出力分布の影響を既存の実験データに基づき定量的に評価し、新たな相関式を提案した。さらに、提案したCHF相関式を安全評価に適用した場合の具体例を解析結果と共に示し、これまでの評価の保守性を定量的に示した。
神永 雅紀; 山本 和喜; 数土 幸夫
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, p.1815 - 1822, 1997/00
通常運転時において、下向流により炉心を冷却している研究用原子炉では、1次冷却材の流量が喪失した場合、炉心内で強制循環による下向流から自然循環による上昇流へと流れの向きの逆転が生ずる。このため、設計では原子炉停止後の補助ポンプ等による炉心冷却の必要性、流れが逆転する際の燃料の安全性を評価する上で流速零を含むCCFL条件下の限界熱流束(CHF)の検討が重要となる。著者らがこれまでに提案したCCFL条件下のCHF相関式は、保守的な評価をするために冷却材のサブクール度を考慮しなかった。本研究では、垂直矩形流路におけるCCFL条件下のCHFについて、CHFに及ぼす流路入口サブクール度及び軸方向出力分布の影響を既存の実験データに基づき定量的に評価し、新たな相関式を提案した。さらに、提案したCHF相関式を安全評価に適用した場合の具体例を解析結果と共に示し、これまでの評価の保守性を定量的に示した。
神永 雅紀; 数土 幸夫
日本機械学会論文集,B, 58(553), p.2799 - 2804, 1993/09
研究炉では、高中性子束を達成するために高出力密度の可能な板状燃料が一般に使用されている。板状燃料を用いた燃料要素の冷却材流路は、狭い垂直矩形流路であり、このため狭い垂直矩形流路における限界熱流束(CHF)の把握が重要となる。しかし、従来、研究炉の設計等で使用してきた垂直矩形流路における限界熱流束相関式は、高質量流量域において上昇流と下向流のCHFの相異が必ずしも明確にされていなかった。本研究では、流路出口サブクール度の効果に着目し、既存の矩形流路におけるCHF実験結果を用いて,サブクール度の影響を調べた。その結果、上昇流と下向流のCHFは、流路出口のサブクール度と質量流量の関数として系統的に整理できることが明らかとなった。さらに、本研究で検討した、圧力4MPa以下及び無次元質量流量2200以下の範囲で適用可能な限界熱流束相関式を導出した。
数土 幸夫; 神永 雅紀
J. Heat Transfer, 115, p.426 - 434, 1993/05
被引用回数：54 パーセンタイル：92.65(Thermodynamics)研究炉では、高中性子束を達成するために高出力密度の可能な板状燃料が一般に使用されている。板状燃料を用いた燃料要素の冷却材流路は、狭い垂直矩形流路であり、このため狭い垂直矩形流路における限界熱流束(CHF)の把握が設計上重要となる。しかし、従来、研究炉の設計等で使用してきたCHF相関式は、高質量流量域において上昇流と下向流の相異が必ずしも明確にされていなかった。本研究では、既存の矩形流路における実験結果を基に、どのようなパラメータがCHFに影響を及ぼすのかを系統的に調べた。その結果、高質量流量域では、上昇流と下向流のCHFに有意な差異は見られず、流路出口サブクール度と質量流量の関数として整理できることが明らかとなった。さらに、本研究結果に基づきこれまで研究炉の設計に用いてきたCHF相関式群に改良を加えたCHF相関式を提案するとともに、その適用範囲を明確に示した。
丹沢 貞光; 石島 清見
JAERI-M 91-183, 31 Pages, 1991/11
本報告書は、NSRRにおけるパラメータ実験の1つである冷却材温度パラメータ実験の結果についてまとめたものである。本実験は、初期冷却材温度を60
C及び90Cと標準冷却材条件における実験の場合と比べて高めることにより、初期冷却材サブクール度の違いに基く被覆管表面の熱伝達の相違が燃料破損挙動に及ぼす影響を調べることを目的としている。これまでの実験から、冷却材のサブクール度が低下すると、被覆管表面での熱伝達が悪くなることにより、標準冷却材条件における実験の場合と比較して、同一発熱量に対する被覆管表面の温度上昇は初期冷却材の温度差以上に大きくなることが確認でき、その結果、破損しきい値が低下すること等が明らかになった。
大貫 晃; 岩村 公道; 阿部 豊; 安達 公道*; 村尾 良夫
JAERI-M 90-236, 76 Pages, 1991/01
PWR-LOCA時再冠水過程での炉心入口サブクール度は、コールドレグでの凝縮の程度、ダウンカマ壁からの入熱の程度及び下部プレナム残存水の水温の違いにより影響をうけ、サブクール度の違いが圧力容器内における二次元挙動を含む熱水力学的挙動に影響を及ぼすことが考えられる。本報告書では、SCTF第2次炉心重力冠水試験の結果を用い、圧力容器内における二次元挙動を含む熱水力学的挙動に対する炉心入口サブクール度の違いの効果を調べた。主な結論として、(1)サブクール度が高いほど、炉心内や上部プレナム内の蓄水量は多くなり、炉心冷却は促進された。この傾向はクエンチ速度の違い及び発生蒸気量の違いにより説明できる。(2)圧力容器内における二次元熱水力学挙動(ボイド率や熱伝達率の半径方向の差等)に及ぼすサブクール度の違いの効果はほとんどなかった。
神永 雅紀; 数土 幸夫
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.73 - 79, 1991/00
研究炉では、高中性子束を達成するために高出力密度の可能な板状燃料が一般に使用されている。板状燃料を用いた燃料要素の冷却材流路は、狭い垂直矩形流路であり、このため狭い垂直矩形流路における限界熱流束(CHF)の把握が重要となる。しかし、従来、研究炉の設計等で使用してきた垂直矩形流路における限界熱流束相関式は高流量域において上昇流と下向流の相異が必ずしも明確にされていなかった。本研究では、流路出口サブクール度の効果に着目し、既存のCHF実験結果を用いて、サブクール度の影響を調べた。その結果、上昇流と下向流のCHFは、流路出口サブクール度と質量流量の関数として系統的に整理できることが明らかとなった。さらに、本研究結果に基づきこれまでに研究炉の設計に用いてきたCHF相関式群に改良を加え、新たにCHF相関式群を提案した。
鈴木 光弘; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二
JAERI-M 90-051, 256 Pages, 1990/03
本報は、BWR/LOCAを模擬したROSA-III実験のデータレポートであり、併せて高温ECC水注入の影響を調べたものである。ROSA-III計画では、炉心冷却に及ぼすECCSの効果を調べるパラメータ実験の1種として、高温(120C)のECC注入実験(RUN940,941)を実施した。RUN940は5%小破断LOCA実験、RUN941は200%破断LOCA実験である。これら2実験の結果と、標準的ECC注入実験(水温40C)のRUN922、926の結果とを比較し、次の結論を得た。5%破断実験ではECC温度の違いによる炉心再冠水過程の燃料棒温度挙動に大きな差異は生じなかった。しかし200%破断実験では、PCT(最高被ふく管温度)に大きな差はないものの、4体の燃料集合体の冷却プロセスに違いが生じ、高温ECC注入により炉心冷却が促進される結果が得られた。これら4実験の分析により、ECC注入後の圧力容器内温度分布についてのデータが得られた。
新谷 文将; 平野 雅司; 吉田 一雄; 松本 潔; 横林 正雄; 鴻坂 厚夫
CSNI-178, p.370 - 384, 1990/00
1988年3月9日、米国ラサール2号炉で発生した自然循環状態下での中性子束振動事象は、許認可時の安定性解析の妥当性等いくつかの課題を提起した。原研ではこの事象に関し、1)どのような経過で事象が推移し振動発生に至ったのか、2)当該事象発生のひとつの要因と言われている炉心内出力分布の大きな歪みの安定性への影響はどの程度か、ということを明らかにするための解析を過渡二相流解析コードRETRANを用いて実施した。解析の結果、1)ラサール事象中、炉心入口サブクール度が増大したため振動が発生したこと、2)通常運転時に得られる典型的な軸方向出力分布及び平坦な径方向出力分布を仮定した場合には、ラサール2号炉より自然循環時において振動発生までに炉心入口サブクール度で約10Kの余裕があることがわかった。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 小泉 安郎
JAERI-M 86-038, 275 Pages, 1986/03
ROSA-III実験装置において、BWR/LOCAを模擬する実験を実施した。本報は、その中で典型的な再循環ポンプ吸込側配管における200%破断LOCA実験を対象として、初期流体条件をBWRの定格条件から変化させた場合の影響を調べた結果をまとめたものである。変化させたパラメ-タは、炉心内ボイド分布(mass分布)、炉心入口サブク-ル度、及び給水温度である。炉心ボイド分布は、出口クオリティで標準条件の15%~5%および43%に変化させた。サブク-ルト度は標準の10K~21Kまで変化させた。給水温度は標準の216C~45Cまで変化させた。上記2実験と標準実験(RUN926)の結果を比較検討し、次の結論を得た。(1)初期炉心ボイド率の高い実験では破断初期の炉心露出が著しく、下部プレナムフラッシング後にPCT907Kを示した。(2)炉心入口サブク-ル度と給水温度の影響は圧力変化には効くが、主要事象の変化に寄与しない。
斎藤 伸三; 森 治嗣*; 落合 政昭; 戸田 三朗
JAERI-M 8570, 42 Pages, 1979/11
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。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 8259, 91 Pages, 1979/05
本報告書は、1978年7月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、標準燃料試験(燃料伸び測定試験、燃料棒支持構造効果試験等)、燃料パラメータ試験(加圧燃料試験、特殊熱処理材被覆燃料試験等)、冷却条件パラメータ試験(冷却水温パラメータ試験、強制対流試験、バンドル燃料試験等)および欠陥燃料試験(浸水燃料試験)の総計48回である。
