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論文

原子炉における機構論的限界熱流束評価技術の確立に向けて,2; 機構論的限界熱流束予測評価手法確立に向けた研究とその課題

大川 富雄*; 森 昌司*; Liu, W.*; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 小野 綾子

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(12), p.820 - 824, 2021/12

原子炉設計における効率的な燃料設計および最適な安全評価のために、機構論に基づいた限界熱流束評価技術が望まれている。この長年の技術課題は、近年の詳細解析技術及び計測技術の体系的統合を段階的に進めることで、打開できる可能性がある。このため本研究専門委員会では、将来的な限界熱流束評価技術の構築に向けて、過去の膨大な研究を精査することで必要な知見を整理する。これらの議論を通して、原子炉における機構論的限界熱流束評価技術に必要な研究課題を提示する。Part2では、これまでの限界熱流束機構に関する基礎研究や限界熱流束の予測手法確立に必須な数値解析手法の発展にふれ、課題提起を行う。

論文

An Interpretation of Fukushima-Daiichi Unit 3 plant data covering the two-week accident-progression phase based on correction for pressure data

佐藤 一憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.394 - 411, 2019/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:75.46(Nuclear Science & Technology)

福島第一3号機の圧力測定システムでは、運転中の蒸発/凝縮を補正するためにその一部に水柱が採用されている。これらの水柱の一部は事故条件下において蒸発し、正しい圧力データが示されていなかった。RPV(原子炉圧力容器), S/C(圧力抑制室)及びD/W(ドライウェル)の各圧力の比較を通し、水柱変化の効果を評価した。これによりRPV, S/C圧力データに対して水柱変化の効果の補正を行った。補正された圧力を用いて、事故進展中のRPV, S/C, D/W間のわずかな圧力差を評価した。この情報を、3号機の水位、CAMS(格納系雰囲気モニタリングシステム)および環境線量率などのデータとともに活用し、RPVおよびPCVの圧力上昇・下降および放射性物質の環境への放出に着目して事故進展挙動の解釈を行った。RPV内およびRPV外の燃料デブリのドライアウトはこれらの圧力低下を引き起こしている可能性がある一方、S/Cからペデスタルに流入したS/C水がペデスタルに移行した燃料デブリによって加熱されたことがPCV加圧の原因となっている。ペデスタル移行燃料デブリの周期的な再冠水とそのドライアウトは、最終的なデブリの再冠水まで数回の周期的な圧力変化をもたらしている。

論文

Numerical study on effect of nucleation site density on behavior of bubble coalescence by using CMFD simulation code TPFIT

小野 綾子; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10

軽水炉をはじめとする超高熱流束を扱う機器において限界熱流束の評価は重要であるが、そのメカニズムはいまだ解明されていない。限界熱流束の予測モデルの一つであるマクロ液膜蒸発モデルにおいて、モデル内で用いる液膜量を評価するマクロ液膜形成モデルが提案されており、そのモデルの中では液膜は合体泡の接合時に蒸気泡の中に取り込まれることが仮定されている。本研究では、このモデルの仮定を数値解析を用いた流体力学的な観点で検証する。

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。

報告書

Improvement of COBRA-TF code models for liquid entrainments in film-mist flow

Ezzidi, A.*; 大久保 努; 村尾 良夫

JAERI-M 93-133, 39 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-133.pdf:0.99MB

0.5MPaより低圧力下での液滴の発生・沈着現象に対するCOBRA-TFコード予測能力を改良するため、前報での検討結果に基づいて、コードで使用されている液滴の発生および沈着に対する相関式を変更した。菅原の相関式を導入して得られた計算結果は、参照した実験データに対して以前の結果よりはるかに良好な一致を示すようになったものの、まだ20%程度の範囲で相違があった。実験データとのより良い一致を得るため、液滴の発生に対する新たな相関式を導出した。この新相関式は、菅原の相関式に更にもう一つの因子を付加したものであり、この因子は、液膜の流動並びに蒸気と液膜の相対的な流動に対する2つのレイノルズ数の関数になっている。この新相関式を用いて得られた計算結果は、広い範囲の流動条件下で実験データと良好な一致を示し、液滴の発生・沈着現象に対するCOBRA-TFコードの予測能力が大きく改善された。

報告書

Assessment of models in COBRA-TF code for liquid entrainments in film-mist flow

大久保 努; Ezzidi, A.*; 村尾 良夫

JAERI-M 93-069, 115 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-069.pdf:2.16MB

COBRA-TFコードを液膜ドライアウト現象の解析に利用いるに先だって、本コードの液膜噴霧流におけるエントレインメント発生および沈着のモデルに対する検証計算を実施した。対象とした実験は、単管のテスト部を用いた基礎的な実験である。計算値は、3.4および6.9MPaの高圧条件下での実験データとは良い一致を示したものの、0.24~0.45MPaの低圧条件下での実験データとは大きな相違を示した。本報告書では、計算結果とともにCOBRA-TFコードで使用されているエントレインメント発生および沈着モデルについての詳細な検討を示す。本検討によれば、COBRA-TFではWuertzによって提案された相関式が使用されているが、これは主として3~9MPaという高圧領域で実施された彼の実験のデータに基づいて開発されたもので、低圧力領域では高圧力の場合とは大きく異なってくる密度の効果を考慮していないことが上記の相違を生ずる主たる理由と考えられる。

論文

Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions in PWR type and tight-lattice type fuel bundles

熊丸 博滋; 久木田 豊

Nucl. Eng. Des., 144, p.257 - 268, 1993/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:19.22(Nuclear Science & Technology)

PWR(17$$times$$17)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧・ボイルオフ(極低流量、質量流束100kg/m$$^{2}$$s以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で、大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発の式」により良く予測できる。すなわち、ドライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、輻射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。

論文

Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions for PWR type and tight-lattice type fuel bundles

熊丸 博滋; 久木田 豊

ANP 92: Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.4-1 - 24.4-7, 1992/00

PWR(17$$times$$17)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧ボイルオフ(極低流量;質量流束100kg/m$$^{2}$$s以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発モデル」により良く予測できる、すなわち、トライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、軸射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。

論文

Post-dryout heat transfer of steam-water two-phase flow in rod bundle under high-pressure and low-flow conditions

熊丸 博滋; 久木田 豊

ANS Proc. 1991 National Heat Transfer Conf., Vol. 5, p.22 - 29, 1991/00

圧力:3~12MPa、質量流束:20~410kg/m$$^{2}$$s、入口クオリティ:0.4~0.9の条件下で、ロッドバンドル内での水-蒸気二相流のドライアウト後の熱伝達実験を行った。最初に、本ドライアウト後熱伝達実験データを、噴霧流域に対するいくつかの熱伝達相関式及び最近の理論モデルと比較した。しかし、相関式及びモデルは実験データをよく予測しなかった。従って、次に、ドライアウト点での液滴エントレインメントについての簡単な考察に基づき、実験データを蒸気流冷却に対するいくつかの熱伝達相関式と比較した。比較の結果、Dittus-Boelterあるいは、Heineman相関式などの蒸気流冷却に対する熱伝達相関式は、噴霧流域に対する相関式より、むしろ本実験データをよく予測することが明らかになった。

報告書

JRR-3改造炉の冷中性子源装置のための二重管式閉ループサーモサイフォン実験,II

熊井 敏夫; 工藤 三好*; 坂本 正誠; 圷 長; 高橋 秀武

JAERI-M 89-114, 32 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-114.pdf:1.16MB

本報告は、JRR-3に設置する冷中性子源装置の最適な運転条件を検討するためにおこなった二重管式閉ループサーモサイフォンの熱流力実験について述べたものである。実験ではコンデンサ、サイフォン管、蒸発器等から成るガラス製の装置にフロン113を充填して流体の流動状況を調べ、サイフォン回路の圧力変化、熱輸送限界、蒸発の貯液量、ボイド率等を測定した。実験の結果、充填液量はサイフォン流体の脈動やドライアウトの発生に対して重要な調製要素であり、また蒸発器内の貯液量及びボイド率にも影響を与えることが分かった。これらのことから、サイフォン流体として水素を使用する冷中性子源装置の運転においても充填液量を調製することによって脈動やドライアウトのない安定な運転ができ、また蒸発器内の貯液量及びボイド率も良好な冷中性子を発生させ得る様に調整できることが明らかになった。

論文

Critical heat flux for uniformly heated rod bundle under high-pressure, low-flow and mixed inlet conditions

熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(5), p.544 - 557, 1989/05

原子炉の冷却材喪失事故(LOCA)時の炉心熱水力挙動において重要となるような高圧・低流量・混合入口条件下でのドライアウト実験が、5$$times$$5ロッドバンドル内で行われた。本ドライアウトデータは、限界熱流束(CHF)挙動を予測するのに一般的に用いられている幾つかのCHF実験相関式及び簡単な仮定に基づき導かれた一つの式比較された。Biasiの相関式はCHFをかなり(場合により10~100倍)過大評価する。甲藤の相関式は比較的よく予測する。ドライアウトはサブチャンネル内の液体の完全な蒸発により生じるという簡単な仮定に基づき導かれた式は、本研究で比較された相関式の中では最もよくCHFを予測する。

論文

Critical heat flux for rod bundle under high-pressure,low-flow and mixed inlet conditions

熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.207 - 209, 1988/00

高圧・低流量・混合(二相流)入口条件のもと、5$$times$$5ロッドバンドル内でのドライアウト実験が行われた。実験結果を、一般に使用されている3つの限界熱流速(CHF)相関式、及び1つの簡単な理論式と比較した。

論文

Transient burnout under rapid flow reduction condition

岩村 公道

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.811 - 820, 1987/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:45.75(Nuclear Science & Technology)

急激な流量低下時における過渡バーンアウト特性を、3領域熱水力コードCOBRA/TRACと、2速度モデルを用いて解析し、一様加熱円管における実験結果と比較した。その結果、流量低下時のバーンアウト発生は、液膜の消失に起因し、局所条件モデルにより予測できることが明らかとなった。流速減少率が増大するほど流路入口でのバーンアウト質量流量が減少するのは、沸騰境界の移動に時間がかかるため、入口流量が定常バーンアウト流量に達してからも蒸気流量は増加を続け、その結果生じる界面せん断力により、液膜流量が入口流量の減少に追随して減少するのを妨げられることによる。流量低下バーンアウト特性に及ぼす系圧力の効果も、このメカニズムにより説明できた。また、流量低下バーンアウトに至る時間を予測する方法を提案し、実験結果と比較した。

論文

Core liquid level depression due to manometric effect during PWR small bleak LOCA; Effect of bleak area

刑部 真弘; Christian Chauliac*; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 川路 正裕; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(2), p.103 - 110, 1987/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:67.55(Nuclear Science & Technology)

ROSA-IV計画の大型非定常装置を使って、10,5および2.5%コールドレグ破断冷却材喪失事故実験を行った。5%破断実験の初期において、炉心水位は炉心下端近くまで押し下げられ、炉心ドライアウトが生じた。10および2.5%破断実験においては、炉心ドライアウトは生じなかったが、やはり炉心水位の押し下げは起った。また、炉心水位は、ループシールクリアリングの直後回復した。これらの炉心水位の押し下げは、ループシール部の液形成と蒸気発生器Uチューブ上昇側の液ホールドアップとによるマノメータ効果による。Uチューブ上昇側の液ホールドアップは、Uチューブ頂部の相分離により示される二相循環停止後に観測され、対向流制限機構(CCFL)と蒸気の凝縮が主な原因であると考えられる。また、10,5および2.5%破断実験では、二相流循環の停止は一次系残存水量が約40~60%で起こり、ループシールクリアリングは約30%で起こることがわかった。

論文

Effect of heat generation difference among fuel bundles on core thermal-hydraulics during 200% and 5% loss-of-coolant accident experiments at ROSA-III

小泉 安郎; 与能本 泰介; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(1), p.61 - 74, 1987/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

ROSA-III実験装置はBWRを体積比にして1/424に縮尺した総合実験装置である。冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動を調べることがその主目的である、。この装置において、炉心燃料集合体間に出力比のある場合と無い場合のLOCA実験を、それぞれ200%、5%の破断口径で行い、熱水力挙動の燃料集合体間相互干渉について調べた。その結果、出力比があるとクエンチングの伝播は非一様性が強くなる等の結果を得た。本報は、これらの結果をまとめたものである。

論文

Investigation of pre- and post-dryout heat transfer of steam-water two-phase flow in a rod bundle

熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二

Nucl.Eng.Des., 102, p.71 - 84, 1987/00

 被引用回数:18 パーセンタイル:83.98(Nuclear Science & Technology)

質量流量:60~300kg/m$$^{2}$$s,入口クオリティ:0.0~0.8,熱流束:3.4~26W/cm$$^{2}$$,圧力:3MPaの条件下でバンドル内水-蒸気二相流のドライアウト前・後の熱伝達実験を行った。ドライアウト前領域での熱伝達係数の測定値は、従来の相関式による計算値より若干大きい値となった。ドライアウト後領域での熱伝達係数の測定値は、Groeneveldの相関式による計算値とほぼ一致した。しかし、ドライアウト後領域における熱伝達係数をより正確に予測するためには、液滴による伝熱面冷却の効果を考慮した相関式の作成が必要である。

論文

Post-dryout heat transfer of high-pressure steam-water two-phase flow in single rod channel and multi rod bundle

小泉 安郎; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 田坂 完二

Nucl.Eng.Des., 99, p.157 - 165, 1987/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:70.71(Nuclear Science & Technology)

単一ロッド及びロッドバンドルの熱伝達実験装置を用いて高圧水-蒸気二相流のドライアウト後熱伝達実験を行った。実験では、原子炉のLOCA時に特に重要となる低流量域を対象としている。単一ロッドの熱伝達実験は、圧力3MPaの条件下で、液量100~310kg/m$$^{2}$$S、入口クオリティ0.15~1.0の範囲内で行われた。測定した熱伝達率を用いて原子炉LOCA解析コードに使われている相関式を評価した。その結果、Groeneveldの式とのよい一致を見たが、一致度は壁温と流動条件に依存し、矛盾なく全実験範囲に適用できる相関式を作成した。この相関式をロッドバンドル(5$$times$$5)の熱伝達実験装置(TPTF)で行った3MPa~12MPa,15~600kg/m$$^{2}$$S,クオリティ0.0~1.0の範囲の実験データを用いて検証した。この領域の研究は従来あまりなされていないものであった。

論文

Prediction of dryout heat flux for particle bed simulating degraded core in LWR severe core damage accident

阿部 豊; 数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(12), p.962 - 964, 1984/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:82.14(Nuclear Science & Technology)

軽水炉の重大炉心損傷事故時には、炉心の崩壊によりデブリベッドが形成される。デブリベッドのドライアウト熱流束の評価は、デブリベッドの冷却限界を決める上で重要である。そこで、静水中に置かれた鋼球で模擬したデブリベッドを高周波誘導加熱装置によって加熱することにより、ドライアウト熱流束を測定した。さらに、従来の実験結果も含めて、得られたドライアウト熱流束のデータをよく整理できる相関式を導いた。この相関式は、流体とデブリベッドの特性を決める無次元数と無次元熱流束との関係を与えるものである。

論文

Investigation of pre- and post-dryout heat transfer in upward steam-water two-phase flow at low flow rate with improved surface temperature measurement

小泉 安郎; 熊丸 博滋; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(12), p.965 - 968, 1984/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:60.12(Nuclear Science & Technology)

流量100~300kg/m$$^{2}$$s、クオリティ0.15~1.0、熱流束~4.9$$times$$10$$^{5}$$w/m$$^{2}$$、圧力3.1MPaの条件下で水-蒸気二相流熱伝達実験を行った。この領域は、原子炉LOCA時に炉心熱伝達で重要となる領域であるが、従来のデータは少ない。用いた装置は環状流路で、中に発熱長2m、外径12.27mmのロッドが入っており、流路巾は4.865mmである。壁面温度測定誤差を小さくするために、ロッド外表面に熱電対が埋め込まれている。ドライアウト前の領域では従来の相関式、Schrock & Grossman,Pujal & Stenning の各式が有用であることがわかった。ドライアウト後の領域では熱伝達率と Dougall & Rohsenow 式は課題に見積もること、Groeneveldの式とは比較的よくあうが、壁面温度とクオリティの値によって一致の度合は影響を受けること、クオリティが増加するにつけ蒸気単相熱伝達率に漸近すること等の結論を得、前報の結果を確認した。

論文

Investigation of pre- and post-dryout heat transfer in upword steam-water two-phase flow at low flow rate

小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(12), p.965 - 984, 1982/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:66.47(Nuclear Science & Technology)

均一発熱棒を有した環状流路内上向き水-蒸気二相流熱伝達実験を、圧力31bar、流量0.2$$times$$10$$^{6}$$~1.0$$times$$10$$^{6}$$kg/m$$^{2}$$h、入口クオリティ0.5~1.0、熱流束4.5$$times$$10$$^{5}$$W/m$$^{2}$$以下の条件で行った。この領域は軽水炉のLOCA解析を行う際重要な領域であるが既存のデータは少ない。既存の熱伝達実験式および半理論式の本実験領域への適用性の検討に重点をおき、これらの相関式と測定された熱伝達率との比較考察を行った。ドライアウト前の領域では測定値は従来の相関式による値より1桁小さい値であった。ドライアウト後の領域では、従来の相関式で無視されていた液相による伝熱面冷却の効果を考慮に入れる必要があることが明らかとなった。Groeneveldのドライアウト後の熱伝達率相関式は測定結果と0~27%の精度で一致した。

口頭

Macrolayer formation model for prediction of critical heat flux in saturated and subcooled pool boiling

小野 綾子; 坂下 弘人*

no journal, , 

本発表では、飽和およびサブクールプール沸騰において、マクロ液膜蒸発モデルに基づいた限界熱流束予測のための、マクロ液膜形成モデルを提案する。モデルはこれまでの実験観察に基づいて構築された。モデル中では、発泡点の分布はポアソン分布に基づくと仮定している。提案したモデルによって予測されたマクロ液膜厚さは、マクロ液膜蒸発モデルに基づき、飽和およびサブクールプール沸騰における限界熱流束値の予測に用いられた。提案したマクロ液膜形成モデルとマクロ液膜蒸発モデルの組合せによりサブクール度40度までの限界熱流束を予測できる結果となった。

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