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1
Saturated pool nucleate boiling on heat transfer surface with deposited sea salts
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041002_1 - 041002_13, 2017/10
The progress of the accident of Fukushima Daiichi NPS has been calculated by severe accident analysis codes, for example, MAAP, SAMPSON and so on. However, the effects of the seawater on thermal-hydraulic behavior have not been considered in these calculations, although the seawater was injected into the reactors to cool down the nuclear fuels. Saturated pool nucleate boiling heat transfer experiments with on NaCl solution, natural seawater and artificial seawater were performed to examine the effects of salts on boiling heat transfer. The experimental results indicated that boiling curves were well predicted with the Rohsenow correlation although large coalescent bubble formation was inhibited in the NaCl solution, natural seawater and artificial seawater experiments. However, calcium sulfate was deposited on the heat transfer surface in the experiments with artificial seawater. After the formation of a deposit layer, a slow surface-temperature excursion was initiated at a heat flux lower than the usual critical heat flux. We confirmed that the relationship between the salt concentrations of the artificial seawater in the bulk fluid and the vaporization rate at the surface at which the slow surface-temperature excursion initiated. This relationship suggested that if the salt concentration of the seawater exceeded 11 wt%, the deposition of calcium sulfate on the heat transfer surface occurred even if the heat flux was zero.
2
海水プール核沸騰素過程に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Thermal Science and Engineering, 25(4), p.65 - 74, 2017/10
福島第一原子力発電所事故において、炉心冷却維持のために海水が注入された。炉心が海水に晒されたことはこれまで経験がないことから、海水の沸騰熱伝達特性や、海水塩析出の可否、またその析出海水塩の冷却熱伝達に及ぼす影響についての理解が求められている。本研究では、海水プール核沸騰熱伝達実験を実施し、孤立気泡域,合体気泡域,伝熱面焼損時の局所の沸騰伝熱挙動を高速度ビデオカメラによる発泡挙動の撮影や赤外線カメラによる伝熱面温度分布の計測を実施し、海水と蒸留水の核沸騰素過程の違いについて議論した。その結果、海水沸騰では蒸留水に比べて、発泡数が少なくなるとともに、発泡する気泡の径が大きくなるなど、発泡挙動に違いが見られた。また、析出物が伝熱面上に形成された場合は微細な気泡が大量に発生することが確認された。さらに10.0wt%人工海水実験では海水塩析出物によって伝熱面温度が上昇し続け(伝熱面温度の逸走)、伝熱面平均温度が1000$$^{circ}$$Cを超えたところで、伝熱面が焼損した。ただし、その伝熱面焼損は蒸留水実験のように局所の伝熱面温度の急上昇によって起きる現象ではなく、比較的緩やかな温度上昇を経て焼損した。このように海水の沸騰熱伝達は蒸留水とは異なっており、本実験結果は海水を使用した伝熱機器の安全性を考える上で重要な結果である。
3
Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer performance of air around fuel debris, 2; Validation of JUPITER for free convection heat transfer
上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on an original numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Since the JUPITER can simulate melt relocation behavior of a reactor core, we can estimate air cooling performance for debris in consideration of the distribution and the structure of debris. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to validate the calculation of the turbulent free convection by the JUPITER. The experimental apparatus is composed of a closed test vessel and an upward-facing horizontal heat transfer surface at the bottom of the test vessel. In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the height direction on the steady condition was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution for the height direction near the side wall also was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. Therefore, we confirmed that the turbulent free convection calculated by the JUPITER is a qualitatively valid data.
4
ベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に関する研究
上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 柴田 光彦; 吉田 啓之
第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06
フィルタ付ベントシステムの1つとして、ベンチュリスクラバがある。日本国内では、福島第一原子力発電所事故後の新規制基準の施行以降、ベンチュリスクラバの導入が複数の原子力発電所で進められている。この性能は既存試験にて確認されているものの、近年の報告によれば、事故時には、既存試験で確認された運転条件範囲を逸脱する可能性が示唆されている。また放射性物質の除去性能がベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に大きく影響されると考えられているものの、実験的にベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動を確認した例は少ない。本研究では、ベンチュリスクラバ内の二相流挙動を明らかにするため、ベンチュリ管内の水-蒸気ならびに水-空気の二相流挙動可視化実験を実施した。その結果、ベンチュリ管の縮小部のガス流速が増加するにつれて、縮小部の圧力が増加することで、スクラビング水の供給量は減少し、最終的に停止することが確認された。また、ベンチュリ管内の二相流挙動を可視化したところ、実機のベンチュリスクラバで想定される水供給口からの噴霧は確認されず、水供給口下流以降に形成された液膜流からの断続的な噴霧が確認された。このようにベンチュリスクラバ内の二相流挙動は実機で想定される二相流挙動とは異なることが示唆された。
5
海水塩析出物を伴う海水の流動沸騰熱伝達に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 永武 拓; 吉田 啓之
混相流, 31(2), p.162 - 170, 2017/06
東京電力福島第一原子力発電所事故では、非常用冷却水の注水・除熱機能が失われたため海水が注水された。しかし、炉内への海水注入は行われたことがなく、海水による燃料集合体の冷却は検討されていない。本研究では、海水を用いてプール核沸騰実験を実施し、伝熱面温度と伝熱面上の海水塩析出層厚さの測定を行い、海水塩析出物が核沸騰熱伝達へ与える影響について評価した。また、燃料棒と同様な寸法の内管加熱部を持つ鉛直二重管流路での上向き強制流動沸騰実験を実施し、海水の流動沸騰への影響についても議論した。その結果、高濃度の人工海水では、一定かつ低い熱流束であっても壁面過熱度が次第に増加し、既存の伝熱評価式から外れる、伝熱面温度の逸走が起きることを確認した。海水塩析出層厚さの測定から、この伝熱面温度の逸走は、伝熱面上に海水塩の1つである硫酸カルシウムが析出し、時間とともに析出層が厚くなることにより、表面までの熱抵抗が増加して起きる現象であると考えられる。また、海水塩濃度が高いほど、より低い熱流束で伝熱面温度の逸走が起きており、海水塩の伝熱面上での析出は、伝熱面近傍の海水塩濃度が関係すると考えられる。流動沸騰条件では、下流では海水の濃縮が進むため、下流の伝熱面にはプール核沸騰実験よりも低い熱流束で海水塩が析出し、伝熱面温度の逸走が発生することを確認した。
6
海水プール核沸騰素過程に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
第54回日本伝熱シンポジウム講演論文集(CD-ROM), 8 Pages, 2017/05
東京電力福島第一原子力発電所事故時の海水注入が伝熱流動へ与える影響を、その物理現象を含めて理解するため、海水及び蒸留水を用いてプール核沸騰実験を行い、プール核沸騰素過程に与える海水の影響について検討した。その結果、海水を用いた場合、沸騰核が減少した。この沸騰核の減少は、沸騰や二次気泡の形成、及び熱伝達表面の過熱度の増加に影響を及ぼすことを確認した。また、濃縮された海水では、海水塩析出層が伝熱面上に形成され、その厚さの増加に伴って熱抵抗が増加し、加熱面上の沸騰による冷却性能が大幅に低下することで、伝熱面が焼損することを確認した。これは、蒸留水での伝熱面焼損とは異なる物理機構であり、海水の場合は蒸留水よりも低い発熱量でも伝熱面が焼損する可能性がある。
7
析出物を伴う懸濁液プール核沸騰熱伝達に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Thermal Science and Engineering, 25(2), p.17 - 26, 2017/04
東京電力福島第一原子力発電所事故時の海水注入が伝熱流動へ与える影響を理解するため、伝熱面上の海水塩析出物が沸騰熱伝達へ与える影響の把握を目的とした海水プール核沸騰熱伝達実験を実施した。また、伝熱面に析出物が伴うという共通点を持つナノ流体のプール核沸騰熱伝達実験も実施し、両流体の熱伝達機構の共通点と相違点について議論した。その結果、海水では特定の熱流束を境に一定の熱流束であるにもかかわらず、伝熱面温度が非定常に増加し、限界熱流束の低下が示された。ナノ流体については蒸留水よりも高い熱流束で伝熱面焼損を起こしており、既存研究と同様に限界熱流束の向上を示唆した結果が得られた。この違いは伝熱面上の析出物の構造の違いによるものと考えられる。海水の場合、析出物は熱伝導率の低い硫酸カルシウムであり、時間とともに析出層が厚くなることを確認された。その析出層厚さが増加することで熱抵抗が増加し、熱伝達率ならびに限界熱流束が低下したと考えられる。ナノ流体の場合には、伝熱面上にナノ粒子層が析出したが、その表面は、海水塩析出物とは異なり、多数のマイクロスケールの溝が形成されていることが確認された。その溝を通して液が伝熱面に供給されることで、限界熱流束が向上したと推定される。このように、海水とナノ流体では、共に析出物を伴う流体であっても、その析出物の構造の違いによって沸騰熱伝達へ与える影響は異なる。
8
内管加熱二重管における海水の非沸騰熱伝達への影響
上澤 伸一郎; Liu, W.; Jiao, L.; 永武 拓; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 吉田 啓之
日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.183 - 191, 2016/12
東京電力福島第一原子力発電所事故において、炉心の冷却のために海水が注入された。炉心が海水に晒されたことはこれまで経験がなく、海水注入による冷却材の物性値の変化や海水塩の析出が炉心の冷却能力へ与えた影響についての理解が求められる。また、現在の炉内状況把握のため、海水の伝熱流動評価モデルの作成が必要不可欠である。本論文では、非沸騰条件における二重管流路内の温度計測と流速分布計測を実施し、人工海水の伝熱流動特性について、純水やNaCl溶液との比較検証を行い、海水の伝熱流動評価モデルの作成を試みた。その結果、本実験においては、レイノルズ数2300[-]以上の強制対流域では、純水のみならず、人工海水やNaCl溶液においてもその伝熱流動特性はDittus-Boelterの式で示せることが確認されたとともに、加熱二重管内の流速分布においても作動流体に対する違いは見られなかった。自然対流が混じる共存対流の乱流域においても、人工海水やNaCl溶液のヌッセルト数は、純水と同様にグラスホフ数やプラントル数、レイノルズ数の無次元数で整理できた。このように、海水の物性値を考慮すれば、海水単相流の伝熱流動特性は、純水と同様の既存の伝熱流動評価モデルで評価できることが明らかにされた。
9
Development of air cooling performance evaluation method for fuel debris on retrieval of Fukushima Daiichi NPS by dry method, 3; Heat transfer and flow visualization experiment of free convection adjacent to upward facing horizontal surface
上澤 伸一郎; 柴田 光彦; 山下 晋; 吉田 啓之
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
A dry method for fuel debris retrieval is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on a numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Moreover, a heat transfer and flow visualization experiment in air is also conducted in order to validate the numerical analysis. In this paper, to decide measurement targets of the experiment, we roughly estimated the heat transfer of the fuel debris exposed to the air. The rough estimation indicated that the evaluation of the free convection and the radiation heat transfer were important to understand the heat transfer of the debris. Considering the estimations, a preliminary experiment for the free convection in air adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to discuss applicability of the temperature measurement systems and the flow visualization systems to the experiment for the validation of the JUPITER. By the preliminary experiment, we confirmed that heat transfer temperature, air temperature and emissivity can be measured with thermocouples and the infrared camera. The applicability of a PIV to measure velocity fields of the free convection in air was also confirmed.
10
Study on spray cooling capability for spent fuel pool at coolant loss accident, 1; Research plan
Liu, W.; 永武 拓; 柴田 光彦; 小泉 安郎; 吉田 啓之; 根本 義之; 加治 芳行
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/11
福島第一原子力発電所における事故を踏まえ、原子力発電所や再処理施設にある使用済燃料プールに対しては、冷却機能の喪失によるプール水位の低下に伴う、燃料の温度上昇に起因した燃料破損、再臨界等の事故発生防止のため、注水機能の強化等の安全対策が求められている。この使用済燃料プールにおける安全対策としては、可搬式スプレイによる注水が期待されているが、使用済燃料プールにおける冷却性能に関しては、評価手法が確立されていない。そこで、原子力機構では、事故時における使用済燃料プール挙動評価手法開発の一部として、スプレイ冷却性能評価手法の確立を目的とした研究を行っている。この評価手法開発においては、使用済燃料プールに保管された燃料集合体の冷却に直接関与することが考えられる気液対向流制限(CCFL)や、スプレイにより生成された液滴径がCCFL挙動に及ぼす影響などの基礎的な現象の明確化、及びコード検証用データの取得が必要である。本報では、現象の明確化、検証用データ取得のための試験を含む、本研究の計画について紹介する。
11
海水塩析出物を伴う伝熱面の限界熱流束状態発生機構に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
日本機械学会熱工学コンファレンス2016講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2016/10
東京電力福島第一原子力発電所事故では、炉心冷却のため海水が注入されたことから、炉内状況を正確に把握するためには、海水塩析出物が沸騰熱伝達に与える影響の評価が求められる。本発表では、海水プール核沸騰実験を行い、海水塩析出物を伴う伝熱面の温度逸走開始後から伝熱面焼損に至るまでの伝熱特性に焦点を当て、海水塩析出が伝熱面焼損に与える影響について議論する。実験の結果、天然海水と同海水塩濃度の3.5wt%、それよりも高濃度の7wt%, 9wt%, 10wt%の人工海水において、伝熱面表面に海水塩である硫酸カルシウムが析出し成長することで、特定の熱流束より伝熱面温度が連続的に上昇し、最終的には伝熱面が焼損することを確認した。その伝熱面焼損に至る物理機構はこれまで確認されてきた、蒸留水の場合の様な核沸騰限界に起因するものではなく、析出物厚さの成長に伴う経時的熱伝導劣化による海水特有の機構であった。また、析出した硫酸カルシウム二水和物が熱伝導率の低い無水和物へ転移することが示唆され、その転移による熱伝導の劣化も伝熱面焼損に影響を与えていると考えらえる。このように海水沸騰では、蒸留水とは異なるメカニズムによって伝熱面焼損が起きると考えられ、蒸留水よりも低熱流束で伝熱面が焼損する要因であると推測される。
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Two-phase flow measurement in an upward pipe flow using wire-mesh sensor technology
Jiao, L.; Liu, W.; 永武 拓; 上澤 伸一郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之; 高瀬 和之*
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2016/10
To construct a validation database for the two-phase flow numerical simulation codes, the wire-mesh sensor (WMS) technology was used to measure the air/water flows in an upward vertical pipe at the thermal fluid dynamic test facility of the JAEA. The test section is 4 m in length and 58 mm in inner diameter (D), two sets of three-layers-WMS were set separately at the elevations 20D and 28.5D from the air injection position. Different flow patterns are realized, e.g. bubbly flow, slug flow by changing the combination of air and water flow rate and consequently high reliability of the measured data was guaranteed. The wire influence on the flow was also evaluated in the present study. A new bubble-rising-velocity evaluation method was proposed by using the local WMS signal correlation method, which can provide more reliable bubble rising velocity than the correlation method used by other researches. The bubble distribution and rising velocity data can be used for the validation of CFD-like models for two-phase flows.
13
Measurement of void fraction distribution in air-water two-phase flow in a 4$$times$$4 rod bundle
Liu, W.; Jiao, L.; 永武 拓; 柴田 光彦; 小松 正夫*; 高瀬 和之*; 吉田 啓之
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10
原子力機構では、福島事故時炉心露出過程を明らかにするため、また、事故時を対象とした炉心内二相流解析の予測精度の向上を目的として、ワイヤーメッシュセンサーを用い、高温高圧条件(2.8MPa, 232$$^{circ}$$C)下でのバンドル内ボイド率データの取得を行っている。試験装置は、9$$times$$9ワイヤーメッシュセンサーを4$$times$$4の模擬バンドル内に、軸方向2カ所に配置したものである。本研究では、製作したワイヤーメッシュセンサーの計測性能を確認するため、空気-水二相流を用いて大気圧室温条件で試験を実施した。製作したワイヤーメッシュセンサー及び計測システムが正しくボイド率を計測できることを確認すると共に、炉心スクラム後を想定した低流量条件でのバンドル内ボイド率分布及び気泡速度・長さに関する知見を得た。
14
Pool nucleate boiling on heat transfer surface with deposited sea salts
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 15 Pages, 2016/06
The progress of the accident of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS has been calculated by severe accident analysis codes, for example, MAAP, SAMPSON and so on. However, effects of seawater on thermal-hydraulic behavior are not considered in these calculations, although the seawater was injected into the reactors to cool down the nuclear fuels. As one of the possible effects, deposition of sea salts on a heat transfer surface is considered. In the present study, we conducted pool nucleate boiling heat transfer experiments in real seawater, artificial seawater, distilled water and NaCl solution to understand thermal-hydraulic effects of seawater on nucleate boiling phenomena with/without deposited sea salts. The experimental results indicated that the sea salt deposition covered the whole of the heat transfer surface in the only artificial seawater of high concentration. When the deposit on the whole of the heat transfer surface occurred, the spatial-average surface temperature kept rising although the input heating power was constant. Besides, the time fluctuation of the local temperature on the heat transfer surface with the deposition was not confirmed although the temperature on the surface without the deposition decreased when the boiling occurred. Therefore, the deposit of sea salts on the heat transfer surface affected the nucleate boiling heat transfer.
15
Measurement of void fraction distribution in steam-water two-phase flow in a 4$$times$$4 bundle at 2 MPa
Liu, W.; 永武 拓; 柴田 光彦; 高瀬 和之; 吉田 啓之
Transactions of the American Nuclear Society, 114, p.875 - 878, 2016/06
原子力機構では、事故時炉心露出過程を明らかにするための炉内二相水位に深く関連する高温高圧低流量条件におけるボイド率特性の解明及び事故時炉心内二相流解析の予測精度の向上に関する研究を実施している。本報では、高温高圧低流量条件におけるバンドル内ボイド率分布データ及びコード検証するための気泡に関する詳細情報を取得することを目的として、ワイヤーメッシュセンサーを用い、高温高圧条件下でのバンドル内ボイド率データの取得を行っている。試験装置は、9$$times$$9三層式ワイヤーメッシュセンサーを4$$times$$4の模擬バンドル内に、軸方向2カ所に配置したものである。本報では、蒸気-水二相流に対して、1.6MPa(202$$^{circ}$$C), 2.1MPa(215$$^{circ}$$C)及び2.6MPa(226$$^{circ}$$C)条件で実施した試験により得た、炉心スクラム後を想定した低流量条件でのバンドル内ボイド率分布計測結果について報告する。
16
析出物を伴う懸濁液プール核沸騰熱伝達に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
第53回日本伝熱シンポジウム講演論文集(CD-ROM), 8 Pages, 2016/05
東京電力福島第一原子力発電所事故時の海水注入が伝熱流動へ与える影響を理解するため、伝熱面上の海水塩析出物が沸騰熱伝達へ与える影響の把握を目的とした海水プール核沸騰熱伝達実験を実施した。また、伝熱面に析出物が伴うという共通点を持つナノ流体のプール核沸騰熱伝達実験も実施し、両流体の熱伝達機構の共通点と相違点について議論した。その結果、海水は蒸留水と同等の熱流束で、伝熱面が伝熱面焼損した一方で、ナノ流体については蒸留水よりも高い熱流束で伝熱面焼損を起こしており、限界熱流束の向上を示唆した結果が得られた。この要因として、伝熱面上に析出したナノ粒子層の表面に存在する多数のマイクロスケールの溝によって、より多くの液が伝熱面に供給されたためと推定される。対して、海水では特定の熱流束を境に一定の熱流束であるにもかかわらず,伝熱面温度が非定常に増加した。これは海水塩として析出した硫酸カルシウムの熱伝導率が低く、その析出物が伝熱面上で成長し、厚くなるからである。このように、共に析出物を伴う流体であっても、海水とナノ流体では沸騰熱伝達へ与える影響は異なる。特に海水では、伝熱面に析出する海水塩によって熱伝達率が小さくなることが明らかにされた。
17
Development of capacitance void fraction measurement method for BWR test
渡辺 博典; 玉井 秀定; 佐藤 隆; 柴田 光彦; 光武 徹*
Flow Measurement, p.95 - 106, 2012/03
BWR(沸騰水型軽水炉)では、炉心のボイド率(流路内の気相が占める体積率)が変化すると、炉心出力,燃料転換比,炉心冷却性能が急速に変化することからBWR熱特性試験では実機相当の高温高圧条件下でボイド率をリアルタイム計測する技術が嘱望されていた。このため、気液二相流の静電容量がボイド率とともに関数的に変化することを利用する静電容量計測法(C計測法)を開発した。従来技術では、リアルタイム計測や高ボイド率域の計測が困難だった。またボイド率計測特性式を直線近似していたため計測誤差があった。
18
Steam water heat transfer characteristics under high pressure condition
Liu, W.; 高瀬 和之; 柴田 光彦
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/05
原子力機構では、次世代FBRで採用が検討されている直管型蒸気発生器(SG)の熱設計手法を構築するため、15MPa以上の高圧条件下で試験を実施し、熱伝達率を含む詳細な二相流データを取得するとともに、各種相関式の評価を行った。本報では、15,17及び18MPaの圧力条件下で試験を行い、二相流熱伝達率に関する既存相関式の適用性について定量的に評価した結果について報告する。本研究により、高圧条件での二相流熱伝達率はShah式及びChen式を組合せて使用することにより高精度予測が可能であることを明らかににした。本成果は直管型SGの熱設計精度向上に反映されている。
19
静電容量式ボイド率計の高温高圧条件への適用研究
渡辺 博典; 光武 徹*; 柴田 光彦; 高瀬 和之
日本機械学会論文集,B, 76(769), p.1379 - 1385, 2010/09
流路チャンネル内の気相が占める体積率(ボイド率)は、気液二相流の諸特性を明らかにするために重要な特性量であるため、さまざまな計測が行われてきた。軽水炉炉心圧力条件(BWR, 7MPa)のボイド率計測では電気式ボイド率計測法を適用して行われた。近年、高速増殖炉の開発が進められており、日本原子力研究開発機構で行っている試験では、高速増殖炉用蒸気発生器の熱水力設計の基礎データ取得のため、模擬試験ループ二次側の水-蒸気二相流のボイド率計測に静電容量ボイド率計を開発・適用した。圧力は、18MPaであり、このような高い圧力条件下のボイド率計測は従来行われたことがなかった。実試験に適用した結果以下の計測結果が得られた。(1)水質の影響がなくほぼ全領域のボイド率計測ができる。(2)瞬時(リアルタイム)に計測できる。(3)18MPaの高温高圧条件下で実用的に計測できる。
20
Development of design technology on thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles, 6; Estimation of void fraction
呉田 昌俊; 玉井 秀定; 佐藤 隆; 柴田 光彦; 大貫 晃; 秋本 肇
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 11 Pages, 2007/04
稠密バンドル流路内のボイド率の評価を目的とした7本,14本,19本,37本バンドルボイド率計測実験及びスペーサ効果実験を大気圧から実機と同圧・同温度条件の範囲で実施し、設計用数値解析コードやドリフト・フラックスモデルとの比較によるボイド率予測手法の検証を行った。設計用コードであるNASCA,ACE-3D,TPFIT,TRAC-BF1、及びドリフト・フラックスモデルを定性的・定量的に検証し、ほぼすべての予測手法が稠密バンドル体系においても定性的に実験データと一致することを確認した。