「もんじゅ」プラント動特性解析において、主にナトリウム系の過渡応答を解析するSuper-COPDについて、40％出力試運転結果からプラントヒートバランスを評価し、それをSuper-COPDの初期値として自動的に組込める機能を整備した。

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「もんじゅ」プラント動特性解析コードSuper-COPDについて、改良解析モデルを主冷却系に組込み、40％出力試運転結果（プラントトリップ試験及びプラント制御系特性試験）から検証した。

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「もんじゅ」水・蒸気系を解析対象としたプラント動特性解析コードFanspyについて、実機弁特性データに基づき起動バイパス系モデルを整備するとともに、水・蒸気系起動解析の妥当性を確認した。

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「もんじゅ」水・蒸気系のプラント動特性解析コードFanpsyについて、実機弁特性データに基づき主給水ポンプモデルを整備するとともに、40％出力解析の妥当性を確認した。

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JAEA and CEA are working in the framework of a work-program for improving thermo hydraulics modeling and codes: CATHARE code for CEA and Super-COPD code for JAEA. This report is the MONJU IHX calculation results by "CATHARE" code for the first step of work-program.

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沸騰水型原子炉の主蒸気逃し安全弁管台で発生する音響共鳴現象を解明するため、縮小試験体系における空気試験を実施し、主要影響因子を抽出した。

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枝管を有する蒸気配管系におけるキャビティトーンによって生じる事のある，主配管部における共振現象について，枝管部付け根の曲率影響を評価するために非定常計算を実施し，これまでに実施した空気による計算・実験との比較を行った．

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BWRドライヤの音響・流動振動現象を評価する手法を開発するため、主蒸気系及びドライヤを模擬した音響解析及び縮小空気試験を実施して、BWR主蒸気系に発生する圧力変動特性を確認した。

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　BWR下部プレナム内は、制御棒案内管等の様々な構造物が存在し、非常に複雑な流動となっている。そこで模擬試験装置を製作し、流動場の可視化データの取得を行った。本研究では、PIV計測により得られた速度場情報より乱流統計量を算出し，下部プレナム内流れの流動特性を明らかにした。またレイノルズ数が，これらの乱流統計量や炉心入口近傍の局所流れに及ぼす影響評価について報告することとする。

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ＢＷＲ下部プレナム実験で得られた流速、乱流強度等の流動場情報をCFD解析結果と比較する。

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BWR燃料入口近傍にはタイプレートを支え、強度を保つために支持板が設置されており、冷却水はサイドエントリ型オリフィスにより燃料に導かれる。前報では燃料バンドル一体での流動可視化を報告した。本報告では、実機を多バンドル体系の装置を製作し　可視化によりオリフィス近傍の３次元的な流動様相明らかにした。シリーズ発表の第４報では、解析結果について報告する。

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ＢＷＲ燃料入口近傍にはタイプレートを支え、強度を保つために支持板が設置されており、冷却水はサイドエントリ型オリフィスにより燃料に導かれる。第１報では単一バンドルでの流動可視化を、第２報では同じく単一バンドルのＣＦＤシミュレーションについて報告した。本報告では、第３報で実機を実寸法で模擬した多バンドル体系の装置を用いたオリフィス近傍の流動可視化結果の報告に続き、多バンドル体系でのオリフィス近傍ＣＦＤシミュレーション結果について報告する。

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水を対象にして、マイクロ波加熱時に生じる沸騰挙動を詳細に観察し、加熱・沸騰・噴き上げの際の流動状況を可視化手法で映像化し可視化観測ならびに定量評価を行い、突沸の発生要因や発生条件を中心に検討した結果を報告する。

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高速炉燃料集合体内の詳細熱流動評価を目的として開発している有限要素法解析コードについて、熱乱流モデルを組み込むとともに、その基本検証と燃料バンドル体系への適用解析を実施した。

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大型ナトリウム冷却高速炉概念の原子炉容器上部プレナム内の熱流動課題のうち、下記を対象として設計成立性評価を行った。 (1)サーマルストライピング対策 (2)液中渦防止対策 (3)ガス巻き込み防止対策

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ナトリウム冷却大型高速炉の炉内熱流動に関する解析評価手法整備の一環として、商用コードによる軸対称体系下におけるナトリウム試験の解析を行い、RANS型乱流モデルの違いが上部プレナム温度成層化現象の予測性へ与える影響を調べた。

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次世代FBR 開発で検討されている、直管型蒸気発生器熱設計手法の確立を目指して実施した、高圧条件下での圧力損失解析結果を報告する。

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JAEAで設計を進めているナトリウム冷却大型炉では、燃料交換機アーム用の切込みを有するコラム型UISが採用されている。UISは冷却材が内部に入り込む構造となっており、炉心出口部において燃料集合体からの高温流体と制御棒からの低温流体が混合し、UIS下部において高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。そこで、1/3スケールモデルの水流動試験を実施し、制御棒とブランケットチャンネル周りの流動パターンを把握するとともに、熱電対による温度計測を実施した。試験体は、実機の上部プレナムを1/3スケール60°セクタでモデル化した。高さ方向には燃料集合体ハンドリングヘッドから上部プレナム中間までを模擬している。温度計測の結果、UIS底面に大きな温度変動が見られたが、最も強度が大きい部分は制御棒チャンネル近傍に限られる。またブランケットチャンネルについては、UIS内部の流動によってブランケットからUIS内部に向かう流れが観察された。

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高速炉発電システムとして有望な超臨界CO2タービンサイクル開発において最重要課題の一つであるターボ圧縮機の性能及び健全性を明らかにするために、超臨界CO2を作動流体とする小型遠心圧縮機の開発研究を行っている。これまでに圧縮機試験体及び試験ループの製作を完了した。この圧縮機試験体の設計・構造・予測性能につき報告する。入口温度は35℃、入口圧力は6.8MPa、圧力比1.1倍（出口圧力7.48MPa）、流量5kg/s、回転数3,600rpmである。インペラーは片持ち、外径は110mmで、駆動用電動機と共にケーシングに納めたキャンド形式である。軸受けはガス軸受け、回転子には永久電磁石を使用した。インペラーの諸元は、圧力係数、比速度、流量係数がそれぞれ妥当な値となるように決定した。設計点での予測効率は65%である。ここから、流体損失及び衝撃損失を差し引いて予測性能曲線図を作成した。

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Na冷却高速炉に超臨界CO2ガスタービン発電システムを組合せた、新原子力発電システムの開発として重要機器となる超臨界CO2圧縮機を開発する。その性能試験を行うために、試験体となる超臨界CO2圧縮機及びCO2を作動流体とする試験装置を製作した。この試験装置の熱流動特性を解析・評価して、試験可能範囲を明らかにした研究成果。

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Naプール中にArガスジェットを噴出させ、時間平均ボイド率の空間分布測定を行った。またNaプール中と水プール中でのボイド率分布の比較を行った。

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高速増殖炉（FBR）の炉心損傷事故時（CDA）において，冷却材中での炉心溶融物内部及び周囲冷却材の流動構造と炉心溶融物表面での微粒化挙動の相互作用を評価する為，無色透明で可視可能な模擬物質を用いてジェット内外の流動を可視観測した．その結果をPIV処理し，せん断応力及びレイノルズ応力を算出することによりジェット界面での微粒化挙動の支配的な要因について検討した．

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Na冷却高速炉の2ループ冷却系における薄肉構造の大口径配管の成立性を確実にするため、平成19年度から産学協同で流動メカニズムの解明および流力振動評価手法の開発を開始しており、本報では平成20年度までの進捗の概要を報告する。

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ナトリウム冷却高速炉の大口径エルボ配管部における流動解析評価手法の構築を目的とし、既往水流動試験を対象にCFDコードのレイノルズ応力モデル（RSM）を用いた非定常解析を行い、適切な解析オプションの検討と解析結果の妥当性を確認した。

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ナトリウム冷却高速炉の１次冷却系の設計において、ショートエルボ配管の採用が検討されているが、実機スケールの大口径配管では流れによって励起される振動の影響が懸念される。これらの問題解決において数値解析による評価は有効な手法の一つであるが、流路出入口境界条件等が数値解析結果に与える影響は無視できない。そこで、入口の流速分布、乱れ強度分布、出口抵抗などの組み合わせが異なる数ケースのLES解析を行ない、これらが数値解に与える影響を明らかにした。

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管軸曲率半径が管内径と等しいエルボにおいて，上流配管長さを管内径の10倍および5倍にし，エルボ入口の乱れ強さを変えた場合のLDV計測を行い，未発達流れがエルボ内の流動に及ぼす効果を検討する．

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高速炉のコールドレグ配管における流力振動現象を評価するため、本研究では1/7縮尺の流動試験装置を製作し、先ず、シングルエルボでの流動評価をPIV計測により実施する。得られる結果は、1/15縮尺試験装置と比較検討される。

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アドバンストループ型高速炉では，建設コスト削減の観点から，2ループによる冷却系を検討している．ループ数削減に伴い，従来設計に比べて一次冷却系配管の口径が大型化し，管内流速も増加することから，エルボ曲がり部での流れの偏りに起因する流体励起振動の発生が懸念されている．そこで，本研究では，実機ホットレグ配管の1/8縮尺の配管径で2種類の異なる曲率比を持つエルボを作製し，配管内の流速を高速度PIVにより計測することで，エルボの曲率が流速変動に与える影響を明らかにする．実験では，エルボ部において，配管の軸方向に対して垂直断面と水平断面の瞬時二次元流速ベクトルを取得し，曲率比の異なるそれぞれのエルボでの二次流れの挙動や剥離部近傍の流況を観察した．その結果，曲率比の小さいエルボの方が，エルボ部出口から下流において，二次流れの流速の絶対値および速度変動強度が大きいということが分かった．

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加圧水型原子炉のリフラックス冷却時におけるホットレグでの気液対向流の1/15空気・水実験を対象として、FLUENT6.3.26とEuler-Eulerモデルを用いて気液界面摩擦相関式が計算結果に及ぼす影響について検討した。

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加圧水型原子炉のリフラックス冷却時におけるホットレグでの気液対向流の1/15空気・水実験を対象として、FLUENT6.3.26とEuler- Euler モデルを用いて流動状態を計算し、傾斜管の拡大の有無の影響について検討した。

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加圧水型原子炉のリフラックス冷却時におけるホットレグでの気液対向流の1/15空気・水実験を対象として、FLUENT6.3.26とVOFモデルを用いて計算し、流動状態とCCFL特性の計算機能について検討した。

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給水流量計測のために導入が検討されているCameron社のコーダル型流量計について、産総研における高レイノルズ数実流校正設備を用い、配管内面粗さが流量計におよぼす影響について調査したので報告する。

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ナトリウム流動体系における中間熱交換器において、見掛けの熱伝達率で定義したヌッセルト数が従来の結果を大幅に下回る原因を明確にするための実験方法を検討した。

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ナトリウム中・小型高速炉への高温電磁ポンプの適用を検討している。４Ｓ炉に対応できる大口径高温電磁ポンプ、フローコーストダウンを確保できる高い信頼性のバックアップ電源システム、３０年間のメンテナンスフリーの実現に向けた開発研究として、今年度より、大口径高温電磁ポンプ供試体の試作に着手した。その開発計画及び試作状況について発表を行う。 (本発表は経済産業省 平成２０年度革新的実用原子力技術開発費補助作業によるものである。)

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ナトリウム高速炉におけるSG伝熱管破損時の水蒸気噴出挙動解明のために、模擬試験装置を製作した。水中に噴出する高圧空気ジェットの流路を可動する平板で挟んで内部構造を可視化し、平板間隔の不足膨張ジェットへの影響を把握した。

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超音速蒸気インジェクターは水と蒸気によって駆動する静的噴流ポンプであると共に高い伝熱性能を持った熱交換器である。蒸気インジェクター内の伝熱流動特性を考える上で直接接触凝縮を含む高速水噴流およびその界面挙動が重要である。本研究では水噴流および界面の挙動が蒸気インジェクター内の伝熱流動特性に与える影響を明らかにすることを目的する。水噴流界面の挙動について可視観測を行い、界面を高速の波が伝播していることを確認した。観測画像から界面を伝播する波の速度ならびに界面位置について評価を行った。蒸気インジェクター内半径方向の圧力および温度分布を計測し蒸気流と水噴流の間の熱伝達について整理を行った。計測結果と可視観測結果から水噴流界面の挙動が蒸気インジェクター内の伝熱・流動特性に与える影響について論じる。

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垂直円管内水の強制対流サブクール沸騰限界熱流束(CHF)を、高レイノルズ数域の流速条件で、広範囲のサブクール度に対して求め、限界熱流束に及ぼす高レイノルズ数域の流速の影響を明らかにし、SUS304円管発熱体の実験データに基づく高レイノルズ数域の発熱体出口及び入口条件に対するCHF表示式を導出した。

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垂直面上の飽和プール沸騰において，50気圧までの高圧域で気泡成長速度，発泡点密度の測定を行った．

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上部プレナム内自由液面からの液滴キャリーオーバー特性を把握する研究シリーズの一環として、圧力1.5-2.5MPaの条件において絞り熱量計を用いて液滴クオリティを計測し、既存モデルと比較した。

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二段階ドライアウト法を用いて、流路内部に障害物を含む円管流路における液滴付着率を計測した。障害物を含まない単純円管流路を用いて計測したデータと比較することにより、障害物流路では液滴付着率が５倍程度増加することを実験的に示した。

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原子力発電所の高経年化や増出力時には、高速二相中の液滴によるエロージョンに留意する必要がある。液滴衝突エロージョンの発生予測や予防保安の観点から液滴衝突エロージョン試験を実施し、エロージョンによる減肉速度の評価を行った。

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BWR運転時の異常な過渡変化を想定した高圧・高質量流束条件でのリウェッティング速度に関するモデルを提案する．本モデルは再冠水過程を対象として開発された液膜伝播モデルのうち，先行冷却を考慮したモデルを改良することで作成した．先行冷却はリウェッティング速度を著しく大きくする効果を持ち，本モデルは実験データを良好に再現した．

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PWR燃料棒まわりの支持グリッドや混合羽根を含む複雑流動部に対する解析メッシュや解析手法を確立することを目的として、5×5燃料棒のうち、燃料棒で囲まれた1×2流路を取り出した体系を用いた流動解析を実施した。従来のヘキサメッシュでは連続的なメッシュ構築ができないため、多面体セルを用いて連続的な解析メッシュを構築した。解析結果は、混合羽根による旋回渦の流況がPIV試験結果と定性的に一致した。また、多面体セルを用いた場合、計算の収束性が向上することが分かった。

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PWR大破断LOCA時再冠水過程における低温側配管内ECCS水上への蒸気凝縮評価に有用なデータベースを取得するためにROSA/LSTFを用いた個別効果実験を計画しており、実験条件を定めるためにRELAP5/MOD3.2コードを用いた実機解析を実施した。

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伝熱性能は従来型と同等を維持したまま圧力損失を低減する事が可能である、S字型フィンを用いたマイクロチャンネル熱交換器用流路に関して、形状の最適化を行った。従来はフィンの形状をサインカーブに近づける事を目標としていたが、流路の形をサインカーブに近づける事を目標とする事で、CFDによる計算の結果、さらなる伝熱性能の向上と圧力損失の低下を実現できる事を明らかにした。

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ドリフトフラックスモデルを用いたサブチャンネル解析コードでは，気相の質量保存式を用いてボイド率の反復計算が行われる。その反復計算が収束しない例とその改善結果を例として用い，ボイド率反復計算の安定性に対する初期値の影響を調べた。

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ナトリウム流動過渡試験装置PLANDTLでPRACS崩壊熱除去系を用いて行われた実験結果をNETFLOW++コードを用いて解析を行う。それにより、自然循環状態における解析コードの検証を行うことを目的とする。

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ナトリウム流動過渡試験装置PLANDTLでDRACS崩壊熱除去系を用いて行われた実験結果をNETFLOW++コードを用いて解析を行う。それにより、自然循環状態による解析コードの検証を行うことを目的とする。

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大型ナトリウム冷却炉(大型炉)の自然循環崩壊熱除去運転における熱流動の課題を克服するために、1次系全体を1/10縮尺で模擬するシステム水試験装置を用いて、自然循環冷却の模擬試験（２次系ナトリウム漏洩、１次系ポンプ軸固着、崩壊熱除去系のナトリウム漏洩、など）を行った。

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ナトリウム冷却高速炉で採用を検討している完全自然循環式炉心崩壊熱除去システムに対して、大型炉適用を前提とした過渡時ホットスポットファクターの定量評価結果等を報告する。

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