報告書番号

T97026

タイトル（和文）

大口径管内気液二相流評価手法の高度化（その２）機構論理界面せん断力評価手法の開発

タイトル（英文）

IMPROVEMENT OF ESTIMATION METHOD OF TWO-PHASE FLOW IN A LARGE DIAMETER PIPE (2ND REPORT, DEVELOPMENT OF MECHANISTICINTERFACIAL DRAG FORCE MODEL)

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

大口径管内における気液二相流の挙動は小口径管の場合とは大きく異なることが実験的に知られているにもかかわらず，既存の原子炉安全解析コードでは大口径管に対しても小口径管の場合とまったく同様の二相流モデルが用いられている。そこで安全解析に用いられている二相流モデルを詳細に検討し，大口径管用の二相流モデルを構築するために評価法の高度化が特に必要と考えられる物理現象を特定した。本検討結果を基に大口径管内水・蒸気二相流実験を実施し，気■サイズ，断面内における気■の偏り，および気■が形成する渦の評価式を開発した。以上に示した評価式を用いて大口径管内水・蒸気二相流の実験解析を実施した所，評価式の開発に用いた実験体系だけでなく，流路の口径，圧力，流速，ボイド率等が大きく異なる体系においても既存の評価手法と比較して予測精度を飛躍的に向上できることがわかった。

概要 （英文）

IT IS EXPERIMENTARY CLARIFIED THAT BEHAVIOR OF GAS-LIQUID TWO-PHASE FLOW IN LARGE DIAMETER PIPE IS DIFFERENT FROM ONE OCCURRED IN SMALL DIAMETER PIPE. HOWEVER, NO SPECIAL MODEL FOR LARGEDIAMETER PIPE IS USED IN EXISTING NUCLEAR REACTOR SAFETY ANALYSIS CODES. IN THE PRESENT STUDY, DETAILED INVESTIGATION ABOUT THE TWO-PHASE FLOW MODEL USED IN THE SAFETY ANALYSIS WAS CARRIED OUT TO SPECIFY THE PHYSICAL PHENOMENA WHICH SHOULD BE MODELED MORE PRECISELY. BASED ON THE INVESTIGATION, STEAM-WATER TWO-PHASE FLOW EXPERIMENTS USING LARGE DIAMETERPIPE WAS CONDUCTED TO OBTAIN NEW MODELS. AS A RESULT, NEW EVALUATION METHODS FOR BUBBLE SIZE, HETEROGENEOUS DISTRIBUTION OF VOID FRACTION, AND WAKE FORMED BEHIND BUBBLE WERE DEVELOPED. THESE NEW MODELS WERE APPLIED TO THE PREDICTION OF STEAM-WATER TWO-PHASE FLOW EXPERIMENTS USING LARGE DIAMETER PIPES TO CLARIFY THEIR VALIDITY. IT WAS COSEQUENTLY DEMONSTRATED THAT THE ACCURACY OF THE NUMERICAL SOLUTION IS REMARKABLY IMPROVED NOT ONLY FOR THE EXPERIMENT USED FOR MODEL DEVELOPMENT BUT ALSO FOR THE EXPERIMENT WHERE THE PIPE DIAMETER, PRESSURE, VELOCITIES, VOID FRACTION ARE DIFFERENT.

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