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斜め配管 CCFL 実験は、スケーリング効果を検討するための実験の一環として実施する 実験で PWR の事故時の炉心水位挙動に強く影響する蒸気発生器入口斜め配管での対向流
制限現象(CCFL)を検討する。本装置の狙いについては、昨年度の事業報告書にまとめてい
る。今年度は、大流量の空気供給系を設置し、実験を開始し、装置の機能を確認した。
二相流の詳細挙動を計測するための計測機器の整備に関しては、４センサープローブと ワイヤーメッシュセンサー（WMS）の整備を継続した。４センサープローブについては、
計測誤差要因となる水面とのメニスカス効果に関する詳細計測実験を昨年度に引き続き行 い、電気抵抗式に加えて光ファイバー式プローブについての影響を把握するとともに、大 口径垂直配管実験装置での二相流実験において、気液界面面積濃度等にかかる実験データ を得た。また、WMSに関しては、データ処理プログラムを整備し、大口径垂直配管実験装 置の挙動解析に使用し、基本性能を確認した。
炉心損傷後の格納容器等での熱流動に関する研究では、実験の中心となる CIGMA 装置 を用いた実験を開始した。本年度の実験は、主に、装置の特性を確認することを狙いとし、
蒸気注入による加圧、容器外面や内部へのスプレイ冷却、密度成層に下方から衝突するジ ェットによる浸食挙動等に着目した実験を実施した。当装置は、多くの可視窓を配置し、
約１m四方の大きな範囲の速度分布をPIV手法を用いて計測することが一つの特徴である。
このような大きな領域に本手法を用いることは前例が少なく、計測精度が懸念されていた。
実験においては、従来より挙動が良く知られた軸対称自由噴流挙動を観測することにより、
噴流の軸方向速度の半径方向分布を、噴流速度を変えて計測することにより、流量の影響 が従来の無次元則で良くあらわされることや、計測された値が相関式と良く一致すること が示され、十分な計測精度を有することが確認できた。また、容器内の密度成層は、境界 条件の意図しないわずかな変動により影響を受けることが懸念されたが、一旦生成した密 度成層の長時間にわたる混合挙動の実験値は、分子拡散による理論値と一致することを確 認し、境界条件が適切に設定可能であること、並びに、ガス濃度計測の高い精度を確認し た。
エアロゾルの除染に関する研究は、当初より本事業で実施することを予定し、エアロゾ ル発生器や計測機器の整備を行ってきた。本年度は、来年度より本格的に研究を実施する ための研究計画を文献調査等に基づき策定した。特に、スプレイ液滴を用いたエアロゾル 除去については、実験装置の仕様を検討した。
解析研究に関しては、RELAP5コードを用いて、過去のROSA/LSTF実験を解析し、現 象に強く影響する因子の抽出を試みた。来年度からは、不確かさを踏まえた最適評価手法
(BEPU)の整備を開始する。CFD 手法に関する検討では、オープンソースの CFD コード
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OpenFOAMを用いて、CIGMA装置と単管伝熱装置スペーサ部のメッシュを作成するとと
もに、その基本性能を確認するための解析を実施した。また、スカラーの乱流輸送モデル の本コードへの実装を行ない試験解析を実施するとともに、二相流CFD解析の検討に使用 するため、代表的な気液界面追跡モデルであるMARS法について文献調査とともに実装方 法の検討を行った。
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本事業に関連する外部発表
雑誌等掲載論文
1) Taisuke Yonomoto, Yasuteru Sibamoto, Akira Satou & Yuria Okagaki: "Heat Conduction Analyses on Rewetting Front Propagation during Transients Beyond Anticipated Operational Occurrences for BWRs", Journal of Nuclear Science and Technology, DOI:10.1080/00223131. 2015.1108882 (インターネット公開、印刷待ち) 2) Satoshi Abe, Masahiro Ishigaki, Yasuteru Sibamoto, Taisuke Yonomoto:
“Experimental and numerical study on density stratification erosion phenomena with a vertical buoyant jet in a small vessel,” accepted for publication in Nucl. Eng.
Des.
国際会議等報告
1) T. Yonomoto, Y. Sibamoto, T. Takeda, A. Sato, M. Ishigaki, S. Abe, Y. Okagaki, H.
Sun and D. Tochio：“Thermal Hydraulic Safety Research at JAEA after The Fukushima Dai-Ichi Nuclear Power Station Accident”, NURETH-16 (16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermalhydraulics), Chicago, 8/30-9/4 (2015)
2) SIBAMOTO Yasuteru, ABE Satoshi, ISHIGAKI Masahiro, YONOMOTO Taisuke:
“FIRST EXPERIMENTS AT THE CIGMA FACILITY FOR INVESTIGATIONS OF LWR CONTAINMENT THERMAL HYDRAULICS”, ICONE24-60515, (2016) 発表 予定
口頭発表
1) Taisuke YONOMOTO, Yasuteru SIBAMOTO, Masahiro ISHIGAKI and Satoshi ABE: “The ROSA-SA Project on Containment Thermal Hydraulics”, International Experts’ Meeting on Strengthening Research and Development Effectiveness in the Light of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, IAEA, http://www-pub.iaea.org/iaeameetings/cn235Presentations.aspx (2015).
2) 柴本泰照、安部 諭、石垣将宏、与能本泰介：“格納容器熱流動挙動の試験計画” 日本 原子力学会2015秋の大会、静岡大学、9/9～9/11, (2015).
3) 安部 諭、石垣将宏、柴本泰照、与能本泰介：“鉛直ジェットによる小型容器内密度成 層浸食･崩壊に関する実験及び数値解析“、日本原子力学会2015秋の大会、静岡大学、
9/9～9/11, (2015).
4) 柴本泰照、“安全研究センターにおける格納容器熱水力研究に関する試験及び解析”、日 本原子力学会 水素安全対策高度化特別専門委員会主催 一般公開セミナー「原子力のた