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論文

Experimental investigation on local flow structures of upward cap-bubbly flows in a vertical large-size square channel

孫 昊旻; 功刀 資彰*; 横峯 健彦*; Shen, X.*; 日引 俊*

Experimental Thermal and Fluid Science, 154, p.111171_1 - 111171_24, 2024/05

Taking the importance of gas-liquid two-phase flows in large square channels for advanced nuclear reactors, such as ESBWR, we experimented with upward cap-bubbly flows in a large square channel. Local void fractions, axial gas velocities, and interfacial area concentrations for two bubble-size groups were measured at three axial locations. Based on the database, cap-bubbly flow characteristics in a large square channel were understood. The existing drift-flux and interfacial area concentration correlations were validated. The void fraction covariances were obtained and used to validate their existing correlations.

論文

Simulation of a jet flow rectified by a grating-type structure using immersed boundary methods

廣瀬 意育; 安部 諭; 石垣 将宏*; 柴本 泰照; 日引 俊*

Progress in Nuclear Energy, 169, p.105085_1 - 105085_13, 2024/04

Immersed boundary methods (IBMs) have been developed as complementary methods for computational fluid dynamics (CFD). They allow a flow simulation in a mock-up model that includes complex-shaped inner structures and/or boundaries with a non-body conformal mesh. Such a model might force us to create a complicated body-fitted mesh with a high cost in the conventional CFD (CCFD) approach. We focus on the Brinkman penalization (BP) method and its extended version, which we call here the extended Brinkman penalization method (EBP), among the different types of IBMs, aiming to apply them to the phenomena that occur during severe accidents in a nuclear reactor containment vessel and explore the possibility that the methods can partially replace the CCFD. In this paper, as a preliminary step to validate the applicability of these methods, we measure the jet flow rectified by a grating-type structure used for the validation of numerical techniques and apply them to simulate the behavior of an upward jet rectified by a horizontally placed grating-type structure modeled as an immersed body. This type of structure is generally used in reactor buildings, and it is crucial to evaluate their influence on gaseous flows because the behaviors of hydrogen produced during severe accidents may be influenced by them. The structure is selected as our subject because it has moderate complexity, enabling us to examine the effects of the IBMs and compare them with CCFD. We investigate whether these methods can reproduce a result of corresponding CCFD in which the grating is modeled as body-conformal mesh and show that the former can produce the latter with equivalent accuracy. All these results are also compared with the experimental data on the flow velocity distributions downstream of the grating measured using particle image velocimetry.

論文

Critical heat flux for downward flows in vertical round pipes

廣瀬 意育; 柴本 泰照; 日引 俊*

Progress in Nuclear Energy, 168, p.105027_1 - 105027_17, 2024/03

This study reviewed the literature that measured critical heat flux (CHF) for downward flow in round pipes and arranged the proposed correlations. Each correlation shows relatively good prediction accuracy for experimental data from their literature, but the accuracies sometimes decrease for experimental data from other literature. No correlation accurately predicts all the experimental data of the literature, indicating an issue in extrapolating existing correlations. Therefore, we developed a correlation that can accurately predict the experimental data of the collected literature. First, we used a neural network to select the essential dimensionless quantities that comprise the correlation. Then, we regarded the prediction accuracy when all candidate dimensionless quantities extracted from the literature were used for the input variables of the network as the achievable limit prediction accuracy and searched for the minimum combination of dimensionless quantities required to achieve it. The results showed that only the dimensionless mass flux and the ratio of the heating length to the channel diameter are the essential parameters to achieve it. We developed a correlation equation using these two dimensionless quantities and achieved 17.6% of the average prediction accuracy. This result considerably improved existing correlation equations with 25%-40% average prediction accuracy for the same experimental data.

論文

Opposing mixed convection heat transfer for turbulent single-phase flows

茂木 孝介; 柴本 泰照; 日引 俊詞*; 塚本 直史*; 金子 順一*

International Journal of Energy Research, 2024, p.6029412_1 - 6029412_22, 2024/01

自然対流熱伝達と強制対流熱伝達が共存する流れを複合対流と呼ぶ。特に強制対流が下降流の場合をopposing flow複合対流と呼ぶ。既往研究において様々な単相opposing flow複合対流の熱伝達相関式が提案されているが、それらは様々な試験装置流路形状、作動流体、熱流動パラメータの範囲で実施された実験結果に基づいている。無次元支配因子の定義や実験的に確認された適用範囲も相関式ごとに異なるため、使用に際してその適用範囲や外挿性を踏まえた上でどの相関式を選択すべきかを整理しておくことは重要である。本稿では既存のopposing flow複合対流の熱伝達相関式と、熱水力システムコードに実装されている単相流壁面熱伝達相関式についてレビューした。また、複数の既往実験データと各相関式との比較を行い、相関式の予測性能を評価した。その結果、Jackson and Fewster相関式、Churchill相関式、Swanson and Catton (IJHMT)相関式は全ての実験データを精度よく予測可能であった。また、乱流複合対流では等温・等熱流束の熱的境界条件による熱伝達率への影響は顕著ではなく、既存の相関式は熱伝達率予測に適用可能であった。さらに、代表長さに水力学相当直径を用いることにより試験装置流路形状の違いに関わらず相関式が適用可能であり、支配パラメータの無次元化により作動流体によらず相関式が適用可能であることを確認した。幅広い無次元数範囲に対して相関式の外挿性を調査した所、Jackson and Fewster相関式、Churchill相関式、Aicher and Martin相関式は自然対流熱伝達、強制対流熱伝達への優れた外挿性を有しており、実験で妥当性が確認されたパラメータ範囲を超えて相関式が適用できることを示した。

論文

Multi-dimensional characteristics of upward bubbly flows in a vertical large-size square channel

孫 昊旻; 功刀 資彰*; 横峯 健彦*; Shen, X.*; 日引 俊*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 211, p.124214_1 - 124214_17, 2023/09

An experiment for upward bubbly flows was conducted in a large square channel. The local void fraction, axial gas velocity, axial liquid velocity, interfacial area concentration, and Sauter mean diameter were measured at three axial locations. Based on the measurement data, the flow characteristics through flow development were investigated. The drift-flux parameters were directly determined from the local measurement data through their definitions. It was found that the distribution parameters and the void fractions could be fairly reproduced by the existing correlations for large circular pipes. Furthermore, the interfacial area concentrations could be predicted by existing correlations with reasonable accuracy.

論文

Numerical simulation of bubble hydrodynamics for pool scrubbing

岡垣 百合亜; 柴本 泰照; 和田 裕貴; 安部 諭; 日引 俊詞*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(8), p.955 - 968, 2023/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Pool scrubbing is an important filtering process that prevents radioactive aerosols from entering the environment in the event of severe accidents in a nuclear reactor. In this process of transporting aerosol particles using bubbles, bubble hydrodynamics plays a crucial role in modeling pool scrubbing and significantly affects particle removal in a bubble. The pool scrubbing code based on Lumped Parameter (LP) approach includes the particle removal model, and its hydrodynamic parameters are determined based on simple assumptions. We aim to apply the three-dimensional Computer Fluid Dynamics (CFD) approach to understand the detailed bubble interaction. This study validated the applicability of the CFD simulation to bubble hydrodynamics at the flow transition from a globule to a swarm region, which is critical in the stand-alone pool scrubbing code-SPARC-90. Two types of solvers based on the Volume Of Fluid (VOF) and the Simple Coupled Volume Of Fluid with Level Set (S-CLSVOF) methods were used to capture the gas-liquid interface in the CFD simulation. We used the experimental data for validation. As a result, the VOF and S-CLSVOF methods accurately predicted the bubble size and void fraction distributions. In addition, we confirmed that the bubble rise velocity of the S-CLSVOF method almost agreed with the experimental results.

論文

Flow regime and void fraction predictions in vertical rod bundle flow channels

Han, X.*; Shen, X.*; 山本 俊弘*; 中島 健*; 孫 昊旻; 日引 俊*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 178, p.121637_1 - 121637_24, 2021/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:60.31(Thermodynamics)

This paper studies the flow regimes, their transitions and the drift-flux correlations in upward gas-liquid two-phase flows in vertical rod bundle flow channels. The flows are classified into 5 flow regimes, namely, bubbly, finely dispersed bubbly, cap-bubbly, churn and annular flows according to their different flow characteristics. Transition criteria between the flow regimes are proposed mechanistically. Those criteria can correctly predict 83% of the existing experimental observation of the flow regime. The drift-flux correlations for the distribution parameter and the drift velocity are also improved. The void fractions predicted by those correlations are compared with the existing experimental data, showing satisfactory agreement with mean relative error of 8%.

論文

Experimental study on local interfacial parameters in upward air-water bubbly flow in a vertical 6$$times$$6 rod bundle

Han, X.*; Shen, X.*; 山本 俊弘*; 中島 健*; 孫 昊旻; 日引 俊*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 144, p.118696_1 - 118696_19, 2019/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:56.88(Thermodynamics)

This paper presents a database of local flow parameters for upward adiabatic air-water two-phase flows in a vertical 6$$times$$6 rod bundle flow channel. The local void fraction, interfacial area concentration (IAC), bubble diameter and bubble velocity vector were measured by using a four-sensor optical probe. Based on an existing state-of-the-art four-sensor probe methodology with the characteristic to count small bubbles, IAC in this study was derived more reliably than those in the existing studies. In addition, bubble velocity vector could be measured by the methodology. Based on this database, flow characteristics were investigated. The area-averaged void fraction and IAC were compared with the predictions from the drift-flux model and the IAC correlations, respectively. The applicability of those to the rod bundle flow channel was evaluated.

論文

Local gas-liquid two-phase flow characteristics in rod bundle geometry

Xiao, Y.*; Shen, X.*; 三輪 修一郎*; 孫 昊旻; 日引 俊*

混相流シンポジウム2018講演論文集(インターネット), 2 Pages, 2018/08

ロッドバンドル体系における二流体モデルの構成式の高度化を図るために、6$$times$$6ロッドバンドル体系における上昇気液二相流実験を実施した。ボイド率や界面積濃度等の局所流動パラメータを2針式光プローブで計測した。計測した断面平均ボイド率と界面積濃度の結果と、既存ドリフトフラックスモデルや界面積濃度相関式から予測した結果と比較した。

論文

Some characteristics of gas-liquid two-phase flow in vertical large-diameter channels

Shen, X.*; Schlegel, J. P.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Nuclear Engineering and Design, 333, p.87 - 98, 2018/07

 被引用回数:10 パーセンタイル:32.69(Nuclear Science & Technology)

Two phase flows in large-diameter channels are important to efficiently and safely transfer mass and energy in a wide variety of applications including nuclear power plants. Two-phase flows in vertical large-diameter channels, however, show much more complex multi-dimensional nature than those in small diameter channels. Various constitutive equations are required to mathematically close the model to predict two-phase flows with two-fluid model. Validations of the constitutive equations require extensive experiment effort. This paper summarizes the recent experimental studies on two-phase flows in vertical large-diameter channels, which includes measuring technique and available databases. Then, a comprehensive review of constitutive equations is provided covering flow regime transition criteria, drift-flux correlations, interfacial area concentration correlations and one- and two-group interfacial area transport equation(s), with discussions on typical characteristics of large-diameter channel flows. Recent 1D numerical simulations of large-diameter channel flows is reviewed too. Finally, future research directions are suggested.

論文

Experimental study on interfacial area transport of two-phase bubbly flow in a vertical large-diameter square duct

Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

International Journal of Heat and Fluid Flow, 67(Part A), p.168 - 184, 2017/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:62.93(Thermodynamics)

主に4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形管内における上昇気泡流に関する実験的研究を実施した。流れ方向3断面における、局所界面積濃度、ボイド率、3次元気泡速度、気泡径を計測した。界面積輸送方程式やその中の気泡合体分裂モデルは、二相流における界面積濃度の予測に多用されてきたものの、主に円管や小口径管の二相流実験から構築されており、大口径正方形管に対する適応性の検証がされていない。そこで本研究では、大口径正方形管で取得したデータベースを用いて、既存の1次元1グループ界面積輸送方程式の気泡合体分裂モデルの大口径正方形管への適応性を評価した。最良のモデルに基づく予測と実験結果との誤差は25%であることを示した。

論文

Axial flow characteristics of bubbly flow in a vertical large-diameter square duct

Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2017/09

4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形ダクト内における上向き気泡流の実験的研究を行った。流れ方向3断面における局所界面積濃度、3次元気泡速度ベクトルと気泡径等を計測した。取得したボイド率、局所界面積濃度、3次元気泡速度ベクトルと気泡径等により、流れの挙動に関する有益な情報を提供できるだけでなく、界面積濃度輸送方程式内のソースとシンク項の機構論的モデルの高度化にとって重要なデータベースとなる。

論文

Multi-dimensional gas-liquid two-phase flow in vertical large-diameter channels

Shen, X.*; Schlegel, J. P.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Proceedings of 2017 Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics (JUS 2017), 6 Pages, 2017/06

Large-diameter (D) channels are extensively used to increase the mass, momentum and heat transport capability of working fluid. Comparing with small-D pipes, two-phase flows in large-D channels show quite different and more complicated flow characteristics, since much larger cap bubbles can exist and interfacial instability prevents the cap bubbles from forming a large stable Taylor bubble. Flow regimes and radial void fraction profiles are also different from those in small-D pipes especially in cap/slug flow regime. The relative velocities between phases are greatly increased. This paper reviews recent progresses in the researches on two-phase flows in large-D channels. The state-of-the-art tool of four-sensor probe may enable classification of two-group bubbles by the measurement of bubble diameter instead of bubble chord length. Databases and most of the updated constitutive equations that cover flow regime transition criteria, drift-flux correlations, interfacial area concentration (IAC) correlations and one- and two-group interfacial area transport equation(s) are summarized and analyzed. Typical multi-dimensional characteristics of flows in large-D channels are presented and their one-dimensional numerical simulations are reviewed. Finally the future research directions are suggested.

論文

Gas-liquid bubbly flow structure in a vertical large-diameter square duct

Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Progress in Nuclear Energy, 89, p.140 - 158, 2016/05

 被引用回数:20 パーセンタイル:88.97(Nuclear Science & Technology)

4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形管内の上昇気液二相流の局所構造を計測した。球形と非球形気泡を区別する4センサープローブの計測手法を適用し、局所3次元気泡速度ベクトル、気泡径と界面積濃度を計測した。液相流量が低い時と高い時、局所ボイド率と界面積濃度はそれぞれ中心ピークと壁ピークの分布を示した。断面内における横方向気泡速度は、断面の対称的な8分の1三角領域内を循環する2次流れの存在を示し、その大きさは液相速度の上昇とともに増加した。本データに対して、既存ドリフトフラックスモデルや界面積濃度の相関式の比較を行い、適応性を検証した。

論文

Local measurements of 3-D bubble velocity vector, bubble diameter and interfacial area concentration in a vertical large diameter square duct

Shen, X.*; 日引 俊*; 孫 昊旻; 中村 秀夫

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 10 Pages, 2014/11

新型沸騰水型原子炉ESBWRの炉心上部のチムニーなど大口径の垂直矩形流路では、気液2相流の液相速度勾配や気泡分布は大口径円管と異なる可能性がある。一方、大口径の矩形流路内については、ボイド率や液相速度、気泡径などの分布に関する報告はあるが、3次元気泡速度や界面積濃度等の流れ構造を詳細に示すパラメータについては報告がなされていない。本研究では、安全解析に用いる流動モデルの信頼性向上等に資するため、それらの詳細計測を行った。実験では、1辺が100mmの正方形断面テスト部を用いて鉛直上昇流のボイド率、界面積濃度、気泡径や3次元気泡速度など主要パラメータの断面内分布を4センサ光プローブを用いて計測し、液流量の増加に伴って、ボイド率と界面積濃度の分布が壁面ピークから管中心ピークに変化することや、主流方向の気泡速度が管中心ピーク分布を持つ結果を得た。更に、断面内の気泡速度分布の結果から、断面内循環流が対称8分の1三角形領域に存在し、液流量に伴って速度が増加することを明らかにした。

論文

An Improved fast neutron radiography quantitative measurement method

松林 政仁; 日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 吉井 康司*; 岡本 孝司*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 533(3), p.481 - 490, 2004/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.16(Instruments & Instrumentation)

もともと熱中性子ラジオグラフィ用に提案された$$Sigma$$スケーリング法の高速中性子ラジオグラフィ定量化法としての有効性をモンテカルロ計算及び高速中性子源炉弥生で実施した実験により検証した。水と銅がそれぞれ、熱中性子ラジオグラフィとの比較及び密度の大きい試料として選ばれた。シミュレーションにより実効的な巨視的断面積は異なった特性を有していることが示唆されたが、核分裂スペクトル断面積を用いた$$Sigma$$スケーリングにより校正した実験結果は水,銅ともに測定結果とよく一致した。このことは、$$Sigma$$スケーリング法が高速中性子ラジオグラフィの定量測定法としてうまく適合することを示している。

論文

Development of a fast neutron radiography converter using wavelength-shifting fibers

松林 政仁; 日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 吉井 康司*; 岡本 孝司*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 510(3), p.325 - 333, 2003/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:53.39(Instruments & Instrumentation)

シンチレータと高水素含有樹脂からなる高速中性子ラジオグラフィ用蛍光コンバータが開発され、電子撮像に応用されてきた。高速中性子とコンバータとの反応割合は、コンバータを厚くすることによって増加されるが、蛍光コンバータ自身が不透明であることから内部の発光はコンバータ表面に到達するまでに減衰を受ける。高速中性子ラジオグラフィ用の蛍光コンバータにおいて輝度を改善するために、コンバータ内部の発光を波長変換ファイバーを用いて観察側端面に伝達する新しい考えを取り入れた蛍光コンバータを考案した。東京大学の高速中性子源炉弥生で実施した実験により、波長変換ファイバーを用いた蛍光コンバータが従来型のポリプロピレン樹脂を用いた蛍光コンバータより高輝度であることが確認された。

論文

Study on point of net vapor generation by neutron radiography in subcooled boiling flow along narrow rectangular channels with short heated length

呉田 昌俊; 日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 秋本 肇

International Journal of Heat and Mass Transfer, 46(7), p.1171 - 1181, 2003/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:49.34(Thermodynamics)

ボイド率と沸騰開始点の実験データ及びシステムパラメータの影響評価が、高熱流束限界熱流束予測モデルの検討を進めるうえで必要であった。そこで著者は、中性子ラジオグラフィ高速度撮像法によるボイド率計測技術を開発し、サブクール沸騰流の瞬時ボイド率及び時間平均ボイド率を計測し、ボイド率データベースを蓄積してきた。本研究では、瞬時ボイド率の計測結果から瞬時及び時間平均の沸騰開始点を求め、システムパラメータが沸騰開始点での熱平衡クオリティに及ぼす影響を評価した。評価の結果、システムパラメータの影響が小さいことがわかった。次に、既存の沸騰開始点評価式の短加熱長矩形流路への適用性を検討し、既存の評価式は沸騰開始点での熱平衡クオリティを過小評価することを示した。また、沸騰開始点の評価が限界熱流束モデルによる限界熱流束予測に及ぼす影響を試算し、予測精度が向上することを示した。

論文

Void fraction measurement in subcooled-boiling flow using high-frame-rate neutron radiography

呉田 昌俊; 秋本 肇; 日引 俊*; 三島 嘉一郎*

Nuclear Technology, 136(2), p.241 - 254, 2001/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:62.08(Nuclear Science & Technology)

サブクール沸騰流のボイド率分布を中性子ラジオグラフィ高速度撮像法により計測した。本報では、(1)瞬時ボイド率及び時間平均ボイド率の計測誤差を実験的、解析的に総合評価し、(2)計測結果をもとに流動パラメータがボイド率に及ぼす影響を評価することを目的とした。瞬時ボイド率(計測時間=0.89ms)の計測誤差(標準偏差/平均値)は18%以内であり、誤差最大条件で誤差の44%が中性子数の統計的変動誤差に起因し、36%が画像増幅ノイズに起因し、18%が蒸気泡の移動に起因することを実験及び解析から明らかにした。また瞬時ボイド率データをもとに時間平均ボイド率を求め、この計測誤差が2%以内であることを示した。瞬時ボイド率分布の時間変化量から気泡情報(寸法、移動速度等)を計測するとともに、流動パラメータが時間平均ボイド率に及ぼす影響を計測しボイド率マップを作成した。本研究により、中性子ラジオグラフィ高速度撮像法による沸騰流のボイド率計測技術を確立し、サブクール沸騰流中のボイド率特性を明らかにした。

論文

中性子ラジオグラフィ高速度撮像法の沸騰流計測への応用,2; 短加熱長矩形流路内沸騰流の正味の沸騰開始点

呉田 昌俊; 日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 秋本 肇

日本機械学会論文集,B, 67(661), p.2295 - 2303, 2001/09

中性子ラジオグラフィ高速度撮像法をサブクール沸騰流の瞬時ボイド率及び時間平均ボイド率の計測に応用した。本研究では、瞬時ボイド率の計測結果から瞬時及び時間平均の正味の沸騰開始点を求め、熱流束、質量速度、入口水温、また流路間隙が沸騰開始点の熱平衡クオリティに及ぼす影響を評価した。これらシステムパラメータが沸騰開始点の熱平衡クオリティに及ぼす影響は、本実験範囲内では小さいことがわかった。次に、既存の正味の沸騰開始点評価式の短加熱長矩形流路への適用性を検討した。既存の評価式は、正味の沸騰開始点の熱平衡クオリティを過小評価することがわかった。また、正味の沸騰開始点評価が限界熱流束モデルによる限界熱流束予測に及ぼす影響を試算し、Saha-Zuber式による沸騰開始点評価式を実験式に置き換えることで限界熱流束の予測精度が向上することを示した。

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