Numerical analysis of free-surface flows by using OpenFOAM

OpenFOAMを用いた自由表面流の数値解析

鵜沢 憲; 渡辺 正; 西田 明美  ; 武宮 博

Uzawa, Ken; Watanabe, Tadashi; Nishida, Akemi; Takemiya, Hiroshi

想定加速度を超える応答加速度が原子力プラント中の気液二相界面を持つ流体に印加された場合、気泡の分裂・合体を伴う界面形状の大変化や、界面近傍に生じる微視的な乱流構造が炉心内の熱伝達状況やボイド率を変化させる可能性がある。現在上記メカニズムの検討とモデル化を行い、原子力プラントの耐震シミュレーションシステムである3次元仮想振動台を高度化するための気液二相流の数値解析ツールを、オープンソースのCFDソフトウェアOpenFOAMをもとに開発中である。本報告では、気液二相流の代表的な検証問題においてOpenFOAMを用いた結果を実験結果と比較しその有効性を示すとともに、気液二相界面における乱流の効果について得られた知見を述べる。

When big response acceleration is added to air-liquid two-phase flow in nuclear reactor plant, large deformation of the interface configuration with breakup/coalescence of bubbles and micro-scale turbulence near the interface may change heat transfer and void fraction distribution in the reactor core. Now we have been developed a numerical tool for detailed analysis of the two-phase flow based on OpenFOAM which is an open source computational fluid dynamics software package to sophisticate "Three-Dimensional Virtual Plant Vibration Simulator". In this report, we show the validity of OpenFOAM by comparing results obtained by OpenFOAM with those obtained by experimental results. Findings for turbulent effects near the interface on dynamics of the two-phase flow are also reported.