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山下 晋; 近藤 奈央; 菅原 隆徳; 文字 秀明*; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 22 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本稿では、ANSYS FluentのRANS (Reynolds-Averaged Navier-Stokes)モデルに基づくADS (Accelerator-Driven System)のビーム窓(BW)周りの熱流動設計ツールの有効性を確認するために、詳細熱流動コードJUPITER (JAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research)を用いたベンチマークシミュレーションコードの構築を行った。まず、JUPITERの妥当性を確認するために、水中の模擬BWを用いた実験結果とJUPITERの結果を比較した。その結果、数値計算結果は実験結果とよく一致することが確認され、JUPITERはベンチマークコードとしての有効性を有することが示された。また、検証済みのJUPITERを用いたRANS計算のベンチマークシミュレーションを実施し、BW周辺の流速分布や水平方向の平均値などが互いに一致することを確認した。故に、JUPITERは熱流動設計ツールの流体力学ソルバーとしての検証において良好な性能を示すことが確認された。また、FluentはADSの熱流動設計ツールとして十分な精度を有していることが確認された。
飛田 大樹*; 文字 秀明*; 山下 晋; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 菅原 隆徳
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 5 Pages, 2022/10
Accelerator-driven system (ADS) is a technology proposed to shorten the lifetime and detoxify highly toxic nuclides contained in high-level radioactive wastes discharged by nuclear power generation (Yamashita et al., 2020). The beam window through which the proton beam penetrates is extremely hot. In order to cool the beam window, a coolant jet impinges the beam window. In the ADS, the beam window is suspended in the system. Therefore, the impinging jet may vibrate the beam window. To investigate the vibration behavior of the beam window due to the jet impinging, an experiment was conducted by the simple experimental apparatus with the suspended rod and the impinging jet, as a basic study.
加藤 由幹; 吉田 啓之; 横山 諒太郎*; 金川 哲也*; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
In this study, visualization experiment for the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration was performed to understand bubbly flow behavior under earthquake acceleration. Liquid pressure was also measured at upstream and downstream of the test section. In addition, to consider detailed effects of pressure gradient on bubble motion, numerical simulation of two-phase flow in horizontal pipe with vibration was performed by a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method: TPFIT. Based on observed images and calculated results, bubble velocity was evaluated. It was confirmed that the pressure gradient amplitude increased with the increase of the frequency of the table. In addition, it was observed that the bubble velocity amplitude also increases with the increase of the frequency of the table. It was concluded that the bubble motion was strongly affected by the pressure gradient in the test section.
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0025_1 - TEP0025_11, 2014/08
In this study, to develop the predictive technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method TPFIT was expanded. In addition, the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration and under the fluctuation of the liquid flow was simulated by using the modified TPFIT. In the results, it was confirmed that the modified TPFIT can predict time dependent velocity distribution around the bubbles and shapes of bubbles qualitatively. The main cause of bubble deformation observed is large shear stress at the lower part of the bubble, and this large shear stress is induced by the velocity difference between the liquid phase and bubble. Moreover, we discussed about the difference between both effects of flow rate fluctuation and structure vibration on two-phase flow. In the results, bubble acceleration of the structure vibration case was larger than that of the flow rate fluctuation case. Finally, it was concluded that unsteady shear stress induced by vibration of the pipe wall was one of the main driving forces of bubble motion in structure vibration case.
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
In this study, to develop the predictive technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method TPFIT (Two-Phase Flow simulation code with Interface Tracking) was expanded to two-phase flow simulation in seismic conditions. In this paper, the two-phase bubbly flow in a simulated single-subchannel excited by oscillation acceleration was simulated by using the expanded TPFIT. A calculation domain used in this simulation was a simplified subchannel in a BWR core. Moreover time-series of void fraction distributions were evaluated based on predicted bubble distributions. When no oscillation acceleration was added, void fraction concentrated in a region near the wall. When oscillation acceleration was added, void fraction distribution was changed by time. In addition coalesces of bubbles occurred in the numerical simulation, and bubbles with relatively large diameter were observed. In the results, complicated void fraction distribution was observed, because the response of void fraction distribution on the oscillation acceleration was dependent on not only imposed acceleration, but also the bubble diameter.
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 10 Pages, 2013/07
Behavior of gas-liquid two-phase flow in nuclear reactors is unknown under the earthquake conditions. Therefore, the behavior of two-phase flow is investigated in a series of study. In this study, to develop the predictive technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method, TPFIT, was expanded. In this paper, the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration and under the fluctuation of the liquid flow was simulated by using the expanded TPFIT. Predicted time series data of velocity profiles around the bubbles and shapes of bubbles were compared with measured results under flow rate fluctuation and structural vibration. Predicted results were in good agreement with measured results qualitatively. Moreover it was concluded that the expanded TPFIT can be applied to qualitative analysis of bubbly flow under accelerating conditions.
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
第62回理論応用力学講演会講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2013/03
地震加速度に対する原子力システムの応答を評価するには、加速度付加時の熱流動挙動を把握する必要がある。多くの原子力システムに表れる気液二相流に対しての地震加速度の影響については、複雑な流れである気液二相流の加速度に対する応答を実験的に把握することが難しいことから、詳細な検討はほとんど行われていない。これに対し、詳細な数値シミュレーションにより、応答を評価することは可能と考えられるが、検証データベースの不足により、その妥当性を確認することができない。本研究では、簡易的な体系を用いた詳細な実験によりデータベースを構築するとともに、詳細な数値解析手法を発展させ、加速度付加時の詳細二相流挙動解析手法を開発する。開発した解析手法の妥当性を検証データベースにより確認することで、地震加速度付加時の気液二相流挙動を詳細に予測できる解析技術を構築している。本報告では、水が蓄積されたプール内上昇気泡挙動の数値解析に対して、開発した加速度付加時の詳細二相流解析手法を適用し、実験結果と比較検討した結果を報告する。
平林 勝; 文字 秀明*; 佐川 寛*
実験力学, 12(4), p.391 - 397, 2012/12
In a conceptual design study on a commercial Fast Breeder Reactor, a large-diameter high-chrome steel piping was introduced to shorten the length of the piping. Ordinarily, an electromagnetic flowmeter (EMF) is applied to measure the flow rate of liquid metal such as sodium. However, because the EMF is not well suited to magnetic material, such as high-chrome steel, an ultrasonic flowmeter is being developed to measure the flow rate of sodium. An ultrasonic transit-time method is applied to flow rate measurement. Water-flow tests were carried out using a 1/4 scale model in order to evaluate the effect of the number of ultrasonic propagation paths on applicability to measurement and development requirements. As a result, it was confirmed that linearity of flow rate and measurement response time requirements were satisfied with 2- and 4-paths. Also, it was found that flow rate measured by the ultrasonic flowmeter in the 4-path did not depend on the installation position of the transducer in a piping system with upstream pipe from 3.0 to 3.6 times the piping inner diameter. From the above results, it was verified that the ultrasonic flowmeter is applicable to a commercial FBR by adopting the multi-path system.
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/12
In this study, to develop the prediction technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method TPFIT was expanded to two-phase flow simulation under earthquake conditions. In the expansion of the TPFIT, the oscillating acceleration attributed to the earthquake motion was introduced into the momentum equation of the two-phase flow as body force. Moreover, to simulate fluctuation of the flow rate and shear force through a pipe wall, time dependent boundary conditions can be added in the numerical simulations. The bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration and under the fluctuation of the liquid flow was simulated by using the expanded TPFIT. Finally, predicted velocity distribution around bubbles and shapes of bubbles were compared with measured results under flow rate fluctuation and structure vibration.
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
日本機械学会第25回計算力学講演会論文集(CD-ROM), p.693 - 695, 2012/10
地震加速度に対する原子力システムの応答を評価するには、加速度付加時の熱流動挙動を把握する必要がある。多くの原子力システムに表れる気液二相流に対しての地震加速度の影響については、複雑な流れである気液二相流の加速度に対する応答を実験的に把握することが難しいことから、詳細な検討はほとんど行われていない。これに対し、詳細な数値シミュレーションにより、応答を評価することは可能と考えられるが、検証データベースの不足により、その妥当性を確認することができない。本研究では、簡易的な体系を用いた詳細な実験によりデータベースを構築するとともに、詳細な数値解析手法を発展させ、加速度付加時の詳細二相流挙動解析手法を開発する。開発した解析手法の妥当性を構築したデータベースにより確認することで、地震加速度付加時の気液二相流挙動を詳細に予測できる解析技術を構築する。本報告では、開発している解析手法の概要を示す。さらに、二相流において、その挙動に影響を与えると考えられる気泡周囲の速度分布に着目し、その時間的な変化を含め実験と比較した結果を報告する。
田中 正暁; 瀧田 宏樹*; 文字 秀明*; 大島 宏之
日本機械学会論文集,B, 78(792), p.1462 - 1465, 2012/08
異温度流体の混合により発生する温度変動が構造表面に伝達して、高サイクル熱疲労により構造健全性が損なわれる現象の評価は、高速炉の安全上極めて重要である。これまで、T字合流部を対象に、枝流速と主流流速の比をパラメータに主管内流速分布を調べてきた。本報では、枝管側の主管壁の一部をアクリル板からアルミニウム板(構造物)に変え、流速比をパラメータとして構造物内部,表面及び表面近傍流体の温度計測結果と流体-構造熱連成解析により明らかにした構造表面近傍での温度変動特性について報告する。
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 8 Pages, 2012/07
It is not enough for safety operation of nuclear reactors because thermal-fluid safety is not confirmed under the earthquake. For instance, behavior of gas-liquid two-phase flow is unknown under the earthquake conditions. In case of the earthquake, the fluctuation is not only the flow rate, but also body force on the two-phase flow and shear force through a wall of flow channel. The fluctuation of the void fraction is not clear for such complicated situation under the earthquake. Therefore, the behavior of gas-liquid two-phase flow was investigated experimentally and numerically by the present study and a series of related studies. In this study, to develop the prediction technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method TPFIT was expanded to two-phase flow simulation under earthquake conditions. In this paper, outline of expansion of the TPFIT to simulate detailed two-phase flow behavior under the earthquake condition was shown. Moreover, the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration and under the fluctuation of the liquid flow was simulated by using expanded TPFIT. Predicted shape of bubbles near wall was compared with measured results under flow rate fluctuation and structural vibration.
吉田 啓之; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Proceedings of IEEE PES Asia-Pacific Power and Energy Engineering Conference 2012 (APPEEC 2012) (CD-ROM), 4 Pages, 2012/03
Fluctuation of void faction is an important factor for the safety operation of the nuclear reactor, and fluctuation of void fraction is related to behavior of gas-liquid two-phase flow. In case of the earthquake, the fluctuation is not caused by only the flow rate, but also body force on the two-phase flow and shear force through a pipe wall. Interactions of gas and liquid through their interface also act on the behavior of the two-phase flow. The fluctuation of the void fraction is not clear for such complicated situation under the earthquake. Therefore, the behavior of gas-liquid two-phase flow is investigated experimentally and numerically in a series of study. In this study, to develop the prediction technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method TPFIT was expanded to simulate the two-phase flow under earthquake conditions. The bubbly flows in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration and that under the fluctuation of the liquid flow were simulated by using the expanded TPFIT. In these numerical simulations, effect of the earthquake acceleration was added to bubbly flow through three different additional forces (inertia force, share force and body force). In the result, coalescence of bubbles, bubble shapes and bubble trajectories were affected by additional force that simulates earthquake acceleration.
田中 正暁; 瀧田 宏樹*; 文字 秀明*; 大島 宏之
第16回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.223 - 224, 2011/06
T字合流部体系を対象に、枝管側の主管壁の一部をアルミニウム板(構造物)として、構造物内部,表面及び表面近傍流体の温度計測試験を実施するとともに、試験条件を対象として流体-構造熱連成解析を実施した。試験結果との比較により流体-構造熱連成解析によって妥当な解が得られることを確認し、非定常流動現象と構造中の温度変動特性との関係について明らかにした。また、サーマルストライピング評価を精度よく行うためには、壁面との熱連成を考慮する必要があることを示した。
田中 正暁; 黒川 康治*; 瀧田 宏樹*; 文字 秀明*; 大島 宏之
日本機械学会論文集,B, 77(776), p.969 - 973, 2011/04
原子力プラントで、異温度流体の混合により発生する温度変動が構造表面に伝達して、高サイクル熱疲労により構造健全性が損なわれる現象の評価は極めて重要である。本研究では、ラージ・エディ・シミュレーション法を採用した開発中の流体-構造熱連成解析コードにより、T字合流部の水流動実験を対象に熱流動解析を行って流体混合中の非定常渦構造と温度変動発生メカニズムについて調べ、枝管が接続する主管壁面の一部をアルミニウム板とした実験を対象に熱連成解析を行って実験結果と比較して妥当性を確認し、温度分布特性を調べた結果及び流体-構造熱連成解析の重要性について述べる。
田中 正暁; 大島 宏之; 文字 秀明*
Journal of Nuclear Science and Technology, 47(9), p.790 - 801, 2010/09
被引用回数：28 パーセンタイル：86.66(Nuclear Science & Technology)数値解析コード"MUGTHES"を用いてT字合流配管部(WATLON水流動試験)におけるサーマルストライピング現象の数値解析を実施した。MUGTHESはラージエディシミュレーション法を採用しており、モデル定数を0.14(=
)とした標準スマゴリンスキーモデルを用いた。数値解析結果と実験結果との比較により、MUGTHESのT管におけるサーマルストライピング現象への適用性を確認するとともに、数値解析により高サイクル熱疲労現象を引き起こすと考えられる特徴的なU字状の大スケール渦の存在について明らかにした。
伊藤 啓; 堺 公明; 江口 譲*; 文字 秀明*; 大島 宏之; 内堀 昭寛; Xu, Y.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 47(9), p.771 - 778, 2010/09
被引用回数：12 パーセンタイル：62.3(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却大型炉(JSFR)の設計成立性を判断するため、ガス巻込み発生予測手法の開発を行っている。本論文では、ガスコア長さの評価精度向上のため、重力,遠心力及び表面張力の力学的釣合い式に基づいて表面張力効果の導入を行った結果について述べる。高精度化した手法の検証として単純体系における実験を対象とした評価を行った結果、表面張力効果によってガスコア長さが減少し、実験結果とよく一致した。また、温度や界面活性剤濃度を変化させた実験結果についても、高精度手法を用いることで再現できることを明らかにした。
田中 正暁; 黒川 康治*; 瀧田 宏樹*; 文字 秀明*; 大島 宏之
第15回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.221 - 224, 2010/06
原子力プラントにおいて、異温度流体の混合により発生する流体中の温度変動が構造表面に伝達して、高サイクル熱疲労現象により構造健健全性が損なわれる現象の評価は、安全上極めて重要である。本研究では、矩形断面を有する主管と円管の枝管とで構成されるT字合流部の既往水流動実験を対象に熱流動解析を行い、流体混合中の非定常渦構造と温度変動発生メカニズムについて調べた。さらに、枝管が接続する主管壁面の一部をアルミニウム板として、流体-構造間の熱連成を調べる水流動実験を実施するとともに、熱連成解析を実施して実験結果と比較により妥当性を確認し、熱疲労評価において流体-構造熱連成解析による評価が必要であることを示した。
田中 正暁; 黒川 康治*; 瀧田 宏樹*; 文字 秀明*
日本機械学会論文集,B, 76(763), p.463 - 465, 2010/03
本研究では、サーマルストライピング現象が発生する代表部位としてT字合流部を選定し、数値解析コードの検証用データの取得,流体-構造間の熱伝達モデルの開発、並びに流体混合時に発生する渦構造と温度変動特性との相互関係の解明を目的とした水流動実験を行っている。主流に流入する枝管噴流の挙動に着目し、粒子画像計測法(PIV)により混合領域での速度場を計測して混合場で形成される渦構造について検討するとともに、熱電対による壁面近傍の流体温度計測を行い周波数特性に着目して渦構造と温度変動発生メカニズムとの関係について調べた結果を報告する。
文字 秀明*; 篠崎 達也*; 上出 英樹; 堺 公明
Journal of Engineering for Gas Turbines and Power, 132(1), p.012901_1 - 012901_8, 2010/01
被引用回数：18 パーセンタイル：62.76(Engineering, Mechanical)円筒体系での自由表面渦の特性について研究を行った。渦の重要な特性の一つはガスコア長さであり、ガス巻込み現象の評価における重要なパラメータとなっている。しかし、この長さは実験条件により容易に変化する特性を有する。本実験では、水温,液位,表面張力がガスコア長さに与える影響を把握した。流速分布をPIVにより測定し、下降流速の勾配についても評価した。ガス巻込み評価に用いられる渦モデルであるBurgersモデルは高液位,高流速条件で実験とよく一致することがわかった。
