コールドレグ注入型PWRの再冠水期における炉心内ボイド率に関しては、管群流路であることや停滞水条件に近いことのために、研究例は僅かであった。そこで、先ず停滞水条件下の管群流路でのボイド率と、研究例の多い管状流路でのボイド率との差を検討した。その結果、管群流路でのボイド率は管状流路でのボイド率より小さいこと、及びこの差は見かけ気相流速が小さいほど著しく、逆に気相流速が大きくなり気液の乱れが大きくなると小さくなることを明らかにした。このように、管群流路と管状流路とでボイド率に差があるため、再冠水期の管群内のボイド率は、管状流路を基礎にした相関式では予測できない。これに対し、管群内のボイルオフ実験を基礎にしたCunningham-Yeh式は、再冠水期の炉心内ボイド率を比較的高精度で予測する。しかし、高蒸気流量及び高水流量条件の気液の乱れが大きくなった場合に対しては、式の適用範囲外となり予測精度はよくない。そこで、高蒸気流量及び高水流量条件では管群流路と管状流路のボイド率の差は小さくなるという実験的知見を基礎として、蒸気流量効果及び水流量効果を取り込んだ相関式を開発した。開発された相関式は、高蒸気流量、高水流量の場合を含んだ再冠水期に想定される流動条件下で高精度(±20%以下)でボイド率を予測した。また、多様なPWR炉心設計に対応できるように、管群の水力相当直径がボイド率に及ぼす影響を評価した。その結果、再冠水期のように停滞水条件下では、管群の水力相当直径が大きくなるとボイド率は小さくなり、その影響の程度は管状流路における管径の影響に対して従来の研究で求められている無次元項と同じ無次元項で表現できること、及び現PWRの設計範囲では水力相当直径のボイド率に及ぼす影響は高々2.5%であり無視できることを明らかにした。

　管群流路と管状流路のボイド率の違いの理由に関しては、流動状況観察結果から、流動様式が環状流に至らないような見かけ気相流速が小さいときには、管群流路では上昇気相に引かれて上昇する液相とマスバランスを維持するために下降する液相とが別々のサブチャンネルに形成されることができ、その結果気相が上方に抜けやすくなること、及び管群流路では周辺サブチャンネルのボイドが中央サブチャンネルに集まることにより気相が上方に抜けやすくなることが寄与していると考えられる。また、同様な考えで、気相流速が大きくなると管群流路と管状流路でボイド率の差が小さくなることを説明できた。

　従来原子炉安全評価では炉心内の気液の流れは1次元流動とみなされ解析されてきたが、PWRのような大規模炉心で、かつ炉心出力分布がある場合には、水平方向の流れのある3次元流動となり、炉心冷却に影響が及ぶことが想定される。そこで、炉心出力分布を与えた大規模模擬炉心で、炉心出力分布比が最大1.37の範囲で実験を行い、炉心出力分布条件がボイド率分布に及ぼす影響を調べた。その結果、ボイド率は管群流路壁の極く近傍で小さいが、そこを除いた大部分のサブチャンネルでは蒸気発生量分布にかかわらず一様であった。この理由として、再冠水期のように停滞水条件下では、停滞水に作用する力は気相の剪断力よりも重力の影響が強いことから、静水頭が一様化するべく停滞水が容易に水平移動することが考えられる。

　次に、出力分布炉心における炉心冷却挙動を予測するためにはボイド率の一様化を予測することが肝要であると考え、蒸気流量及び水流量が一様化し全サブチャンネルで等しいと仮定する計算モデルを作成した。先に開発したボイド率相関式を用い本モデルにより、炉心出力分布が非一様な炉心に対してボイド率を良好に予測できることを確認した。また、燃料被覆管温度に対してもほぼよい予測結果を得て、上記の考えの妥当性を確認した。炉心出力分布効果は本来3次元解析で行われるべきであると考えられるが、3次元解析による炉心出力分布効果の予測が達成されていない現状では、本モデルは大規模炉心における炉心出力分布効果を簡便に予測するモデルとして有用である。

　ただし、詳細には本モデルでは被覆管最高温度をやや高めに予測したが、これは岩村らが指摘している高炉心出力領域に流れが集中することに起因した熱伝達率の局所的増大をモデル化していないためであると考えられる。このことから、被覆管最高温度を必ず過大予測するがその程度ができるだけ小さいことが望ましい安全評価用コードとして、本モデルは特に有用であると考えられる。

　被覆管最高温度を更に精度よく予測するには、上記の熱伝達率の局所的増大効果をモデル化する必要があり、この効果を表わした経験式を本モデルに取り込むことにより、予測精度は更に向上した。

　複合注入型PWRでは、非常用冷却水をコールドレグのみに注入するコールドレグ注入型PWRに比べて、非常用冷却水をホットレグにも注入するので、特有の熱水力挙動が生ずる。このため、複合注入型PWRにおける再冠水挙動を定量的に予測するには、新たな解析モデルが必要になる。複合注入型PWRでは、沸騰加熱流路である炉心に上部から冷却水を注入するので、冷却水は局所的に炉心に侵入し、従って、炉心横幅が冷却水挙動に影響を及ぼすことが推定されるが、充分な規模の試験装置による実験例はなかった。そこで、PWR炉心半径と同一横幅の試験装置により試験を行い、複合注入型PWRの再冠水期における圧力容器内熱水力挙動の解明を行った。その結果、複合注入型PWRでは、冷却水は局所的に炉心に侵入し、炉心には冷却水が下降する領域と発生した蒸気により二相流が上昇する領域とが形成され、両領域の間で循環流が形成されるなどの、特有の状況が実現することが分かった。

　炉心に上部から侵入する冷却水の流量(下降流量)を見積るため、気液対向流による落下水制限機構及び落水域と二相上昇域との間の運動量平衡機構を考慮することにより、モデルを作成した。下降流量は、炉心において充分な蒸気発生があれば落下水制限機構で説明でき、そうでない場合運動量平衡機構で説明できた。

　落下水制限機構に対する装置の規模の影響を検討した。その結果、下降流量は装置の規模に依存し、規模が大きくなると増大することを明らかにした。その理由は装置の規模とともに落下水挙動が変化し、気液の干渉が弱まることに起因することを明らかにした。そして、PWR規模の体系に適用できる下降流量予測相関式を作成した。一方、運動量平衡機構に対して、落水域が水で満たされない場合冷却水の上部からの侵入は無制限に起きるとし、落水域が水で満たされた場合下降流は二相上昇域と落水域との流体密度差によって支配されるとする2様の解で、大規模試験装置による試験結果をよく予測できることを確かめた。

　複合注入型PWRでは、炉心冷却に対しては炉心の2領域化と循環流の形成の寄与が大きく、再冠水挙動の定量的な予測を達成するにはこれらの挙動のモデル化が肝要であると考え、それに基づき、循環流量、二相上昇域での熱水力挙動などを予測する解析モデルを作成した。本モデルに、先に開発したボイド率相関式、炉心出力分布モデル、下降流モデルを取り込むことにより、循環流量、二相上昇域における被覆管温度変化などに関して予測値とデータとのよい一致を得て、上記の考えの妥当性を確認した。

　以上の成果は原研で開発された再冠水現象解析コードREFLAに取り込まれ、予測精度の向上と適用性の拡大に寄与した。本研究では成果の実用的な活用を主眼としたため、計算モデルはいずれも簡略化されたものである。しかし、モデル開発の根拠として捕らえた物理現象が予測達成を目指した物理現象を中心的に支配しているとする考えは、将来の詳細な計算コードの開発や改善に十分活用できるものと考えられる。