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論文

Baseline study to model a typical condensation-induced water hammer event measured at the two-phase flow test facility (TPTF) in Japan

Schultz, R. R.*; 近藤 昌也; 安濃田 良成

Emerging Technologies for Fluids, Structures and Fluid-Structure Interaction, 2001 (PVP-Vol.431), p.1 - 12, 2001/07

小型二相流実験装置(TPTF)を用いて行った凝縮水撃実験の評価と、凝縮水撃に関する文献調査を行った。著者らは凝縮水撃を、(1)液スラグの形成過程、(2)蒸気泡の球凝縮過程、(3)低圧側への液スラグの移動過程、(4)液スラグによる衝撃発生過程、(5)衝撃波の伝播過程、(6)凝縮水撃発生前状態への回復過程に分別し、各過程に関連する文献を示した。特に、液スラグの形成過程に関しては、これまで提案されてきたモデルを5つに分類してまとめた。衝撃波の伝播過程については、TPTFの実験データを用いて衝撃波とその反射波の伝播の様子を示した。

報告書

Critical heat flux for rod bundle under high-pressure boil-off conditions

Guo, Z.*; 熊丸 博滋; 久木田 豊

JAERI-M 93-238, 20 Pages, 1993/12

JAERI-M-93-238.pdf:0.67MB

小型定常二相流実験装置(TPTF)の5$$times$$5ロッドバンドル試験部を用いて、限界熱流束(CHF)実験を実施した。実験は、軽水炉の小破断冷却材喪失事故(LOCA)あるいはスクラム失敗事故(ATWS)時に発生する高圧下の炉心インベントリボイルオフ及び燃料棒ドライアウト状況を模擬して実施した。実験は、圧力:3~12MPa,質量流束:17~94kg/m$$^{2}$$s及び熱流束:3.3~18W/cm$$^{2}$$の範囲をカバーしている。実験データを低流量流動沸騰CHF相関式と比較し、それらの相関式の高圧ボイルオフ条件への適用性を検討した。実験では、ドライアウトは平衡クオリティがほぼ1になった位置において発生した。

論文

Improvement of TRAC-PFl interfacial drag model for analysis of high-pressure horizontally-stratified two-phase flow

浅香 英明; 久木田 豊; 安濃田 良成; 中村 秀夫; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(1), p.33 - 44, 1991/01

PWR小破断LOCA時において、水平配管内二相流の成層化現象は、一次系内の熱水力挙動に大きな影響を及ぼす。TRAC-PF1/DOD1コードは、この成層化現象を予測するための相関式が備わっている。しかし、そのモデルは、PWRの小破断LOCA条件と異なり、小口径・低圧条件下の実験に基づいている。ROSA-IV/TPTFにより大口径・高圧条件下の二相流動実験が実施された。本実験をTRACコードにより解析し、同コードの流動様式判定基準及び相間摩擦モデルの評価を行った。その結果、TRACコードに使用されているTaitel-Duklerモデルの蒸気流速項を相対速度項に置き換えることにより流動様式の予測性能は、著しく改善されることが示された。また、TRACコードの層状流相間摩擦係数は過大であり、これを現在使用されている値の1/2とすることにより妥当な計算結果が得られることが準定量的に示された。

論文

Void fractions under high-pressure boil-off conditions in rod bundle

近藤 昌也; 熊丸 博滋; 渡辺 正; 安濃田 良成; 久木田 豊

ANS Proc. 1991 National Heat Transfer Conf., Vol. 5, p.225 - 232, 1991/00

TPTFを用いて、加圧水型原子炉の炉心を模擬した集合体におけるボイド率を測定し、評価した。実験はTPTFをボイルオフ状態にして行い、定常状態になったところで測定を行った。この実験は3~12MPaの範囲で行われ、既存のこの種の実験より高い圧力の状態をも含んでいることに特色がある。実験の結果、TPTFのボイド率は、ORNLのTHTFを用いて圧力8MPaで測定されたボイド率に比べ、やや大きめの値をとる傾向が見られた。さらに、関連のあるボイド率相関式並びにドリフトフラックスモデルの計算値と実験値との比較・検討を行い、高圧の状態におけるそれぞれの相関式を評価した。加えて、$$gamma$$線密度計から算出したボイド率が、差圧計から算出したボイド率より大幅に大きいという現象が観察されたので、それについても評価を行った。

論文

Flow regime transitions in high-pressure steam-water horizontal pipe two-phase flow

中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊

ANS Proc. 1991 National Heat Transfer Conf., Vol. 5, p.269 - 276, 1991/00

ROSA-IV/TPTF装置を用いて、内径180mmまでの大きさの水平管で、圧力3~12MPaでの蒸気/水二相流実験を実施してきた。これまでの実験から、分離流(層状、波状)との間歇流(スラグ、プラグ)間の流動様式遷移条件は、圧力、配管内径などに依存することがわかっている。特に8.9MPaより高い圧力では、スラグ流は観察されていない。ここでは、流動様式遷移条件の配管内径依存性及び、流体密度信号の統計的解析に基づく確率密度関数及びモーメントと流動様式との相関関係について調べた。その結果、流動様式遷移条件の配管内径依存性は、無次元見掛け液流速で良く表現されること、更に、流体密度の統計的解析は、流動様式の判別に有効であることがわかった。

報告書

Developmental assessment of RELAP5/MOD3 code against ROSA-IV/TPTF horizontal two-phase flow experiments

久木田 豊; 浅香 英明; 三村 裕一*; 安濃田 良成; 石黒 美佐子; 根本 俊行; 田坂 完二

JAERI-M 90-053, 22 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-053.pdf:0.6MB

現在開発の途上にあるRELAP5/MOD3コードの性能評価のため、ROSA-IV/TPTF装置による高圧(7MPa)、大口径(0.18m)水-蒸気水平二相流実験を行った。試験部内のボイド率に関する解析結果と実験結果の一致は、既存のRELAP5コード(MOD2)にくらべ著しく改善された。これは、層状流の発生限界に関するモデルならびに相間摩擦の計算方法がMOD2にくらべ改良された結果である。

論文

Flow regime transition in high-pressure large-diameter horizontal two-phase flow

安濃田 良成; 久木田 豊; 中村 秀夫; 田坂 完二

Proc. on 1989 National Heat Transfer Conf., Vol. 4, 8 Pages, 1989/00

大口径(180mm)水平管内の高圧(3~11.9MPa)2相流の流動様式遷移について実験的研究を行なった。流動様式は、主にビデオプローブによる目視観察に基づいて判断した。実験の結果、分離流からスラグ流への遷移条件は、マンデーン等の線図よりかなり高いみかけの液流速で生ずることが明らかとなった。また、圧力が高くなると界面の波の様相が変化し、8.7MPa以上の圧力下では、スラグ流が発生しなくなる。しかし、それ以下の圧力においては、スラグ流遷移条件として、Taitel-Duklerの相関式の蒸気流速のかわりに蒸気と水の相対速度を用いた修正Taitel-Dukler相関式が、比較的良い相関を与えることがわかった。しかし、なお、系統的な圧力の影響、すなわち、圧力が高くなるにつれて、遷移するために必要な相対速度が増加するという傾向が明らかとなった。

論文

Onset criterion for liquid entrainment in reflooding phase of LOCA

与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.798 - 810, 1987/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:30.08(Nuclear Science & Technology)

原子炉の小破断冷却材喪失事故時の熱水力挙動を調べるために、最大圧12MPaでロッドバンドルを用いて再冠水実験を行なった。実験条件は、圧力0.6から12MPa、ロッド表面温度、最大920k、バンドル入口流速、最大20cm/s、線電気入力、最大2kW/mであった。本論文の目的は、再冠水時において、蒸気流により生じる液滴のエントレインメント開始条件を調べることにある。実験結果は、他のパラメーターを固定する時、圧力の増大とともにエントレインメントは生じなくなる傾向を示した。実験結果とひとつの液滴に加わる力のバランスに関する解析結果より、エントレインメントの開始条件を表わす新しい相関式を作成した。再冠水期における液滴エントレインメントに対する圧力の影響が、実験及び解析結果より明らかになった。

論文

Slug to annular flow transition during boiloff in a rod bundle under high-pressure conditions

刑部 真弘; 小泉 安郎; 与能本 泰介; 熊丸 博滋; 田坂 完二

Nucl.Eng.Des., 98, p.69 - 76, 1986/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:41.33(Nuclear Science & Technology)

定常二相流試験装置を使った高圧でのボイルオフ実験を広いバンドル出力の範囲で行なった結果、2つのボイルオフパターンが観測できた。一方は、低バンドル出力でのボイルオフパターンで、おのおののロッドのドライアウト点が、あるバンドル高さ位置で生じた。これは、ドライアウト点が、平坦な気液二相流混合物レベルで決まるためと考えられた。他方は、高バンドル出力でのボイルオフパターンで、ドライアウト点はロッドにより高さ方向に大きく散らばり、明確な気液二相流混合物のレベルは観測できなかった。これは、ドライアウト点の下で、Slug流からAnnular流への遷移が生じているためと考えられた。さらに本研究では、Slug流からAnnular流への遷移予測モデルを提案した。このモデルでは、隣り合うロッド上の液膜の相互干渉がなくなったとき、初めてAnnular流が存在できると考えた。このモデルはTPTF実験結果をよく説明した。

論文

Effect of pressure on slugging in steam/water two-phase flow in a large diameter horizontal pipe

中村 秀夫; 川路 正裕; 安濃田 良成; 小泉 安郎; 田坂 完二

Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.1 - 102, 1986/00

ROSA-IV計画では、二流体二相応モデル開発の一環として、小型定常二相流実験装置(TPTF)を用いた大口径水平配管内での高温高圧-水蒸気二相流実験を実施している。今回は、スラグ流発生に対する、圧力および配管口径の影響について、層状流-スラグ流遷移境界を中心にして報告する。内径180mm、10m長配管と、分離型入口ミキサーを用いて行なった実験結果と、既存の水-空気大口径配管実験結果との比較より、次のことが明らかとなった。 (1)大口径水平配管において、層状流-スラグ流の遷移境界条件は、約90気圧以下の水-蒸気系と、大気圧下の水-空気系でほぼ同一の結果が得られた。 (2)TPTFの実験条件下では約90気圧以上ではスラグ流は観測されなかった。 (3)層状流-スラグ流遷移はKelvin-Helmholtzの不安定性理論に基く波の増幅過程が主要因とされているが、TPTFの30気圧での実験結果は、Walltsらの実験式、三島らの理論式とよく合うことが明らかとなった。 内径87mm、6.4m長配管を、レデューサを介して設置して行った実験では、層状流-スラグ流遷移が、内径180mmと50mm以下の配管で得られた境界の中間の領域で生じることが明らかとなった。

口頭

Role of experiments and computer codes for safety analysis of LWRs

中村 秀夫

no journal, , 

軽水炉へ適用する熱水力の方法、実験、ベンチマークを扱う国際会議のワークショップへ、これまでに実施してきた軽水炉事故時の炉心冷却や熱水力挙動に関するROSA計画の成果を話題提供する。特に、熱水力解析コードの予測精度の考え方について、LSTFでの中破断事故やTPTFでの水平配管流動様式遷移実験など事故現象の模擬実験の結果や、原子力機構が主催したOECD-NEA ROSA計画のブラインド解析の経験を基に、議論のための視点を提供する。

口頭

Role of experiments and computer codes for safety analysis of LWRs

中村 秀夫

no journal, , 

軽水炉へ適用する熱水力の方法、実験、ベンチマークを扱う国際会議のワークショップへ、これまでに実施してきた軽水炉事故時の炉心冷却や熱水力挙動に関するROSA計画の成果などを話題として提供する。特に、熱水力解析コードの予測精度やスケーリングの考え方について、LSTFでの中破断事故やTPTFでの水平配管流動様式遷移実験など事故現象の模擬実験の結果や、原子力機構が主催したOECD-NEA ROSA計画のブラインド解析の経験など、議論のための視点を提供する。

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