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軽水炉の事故時熱流動調査（平成30年度委託成果報告書）

書誌情報

著者・機関国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構（JAEA）
与能本泰介、柴本泰照、佐藤聡、竹田武司、大津巌 ほか
委託元原子力規制庁
発行年平成31年3月（2019年3月）
報告書種別平成30年度原子力規制庁委託成果報告書（原子力規制庁委託事業：原子力発電施設等防災対策等委託費）
ページ数162 pp.
PDFリンクNRA_安全研究_BEPU関連.pdf
分野タグ BWR ATWS Post-BT CHF リウェット 先行冷却 HIDRA BEPU AMAGI JAEA 安全解析 熱流動 CCFL

背景・目的

実験装置・解析体制

主要結果

2.1.1 4×4バンドル限界出力・リウェット実験

2.1.2 単管炉心伝熱実験（ATWS模擬過渡実験を含む）

項目主な結果
Post-BT熱伝達係数（定常）修正Dougall-Rohsenow式は過小評価。Sibamoto式が実験値と良好に一致（P=4,7 MPa、G=550〜1300 kg/m²s）
液滴質量伝達係数無次元液滴伝達係数k*はOkawa et al. (2002)の相関式の周辺に分散。スペーサ型依存性は小さい
リウェット速度（定常過渡）出力過渡と流量過渡でリウェット速度の傾向はほぼ同等。旋回羽スペーサで圧力条件によりわずかな増加
ATWS圧力変動過渡実験ブローダウンラインバルブの開閉により6.4↔7.1 MPa（振幅0.45〜0.9 MPa、周期10 s）の圧力変動を模擬。リウェット速度≈0.003〜0.01 m/sで、同条件でのステップ状出力低下時（≈0.05〜0.1 m/s）の約1/10。圧力振動回数を重ねてもリウェット速度は大きく変わらず、PCT（被覆管表面最高温度）はラチェット状に上昇
ATWS出力変動過渡実験ドライアウト発生出力の95.2%（CPR=1.05相当）の正弦波出力振動（振幅±10%程度）を模擬。被覆管温度は振動に追従しながら550℃超までラチェット状に上昇。リウェット速度は各振動周期で異なり、ステップ状過渡より低い傾向

2.1.3 3×3バンドル限界出力実験

2.1.4 先行冷却実験（液膜前端可視化）

2.1.5 CFD解析

2.2 二相流基礎実験（斜め管CCFL）

2.3 PWR総合効果実験（ROSA/LSTF）

2.4 国産システムコード（AMAGI）開発支援・開発ニーズ整理

コメント

未解決問題・今後の課題

研究課題メモ

ATWS時のPCTラチェット上昇機構に対応したBEPU不確かさ解析手法の構築

→ ideas.html 参照

先行冷却（ドライパッチ）機構を組み込んだ機構論的リウェットモデルの開発

→ ideas.html 参照

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