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安部 諭; 小尾 善男*; 佐藤 聡; 岡垣 百合亜; 柴本 泰照
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 13 Pages, 2022/03
A modeling of heat transfers with boiling transition (BT) and that after the occurrence of BT, called post-BT, is one of the key technical issues to estimate the duration of surface dryout and the peak cladding temperature during DBA (Design Basis Accident) and BDBA (Beyond Design Basis Accident) in light water reactors. Recently, CFD (Computational Fluid Dynamics) has emerged as a powerful tool for representing the heat transfer mechanism. Our main purpose is to obtain in-depth physical insight into the BT and post-BT phenomena by combining experiment and CFD simulation research. This paper introduces our developing activity for an integrated three-field two-fluid CFD methodology based on the Eulerian-Eulerian approach toward the accurate prediction of the dryout behavior from annular-mist to mist flow regimes. We implemented following interaction terms and functions into OpenFOAM ver.7, an opensource code developed by OpenFOAM foundation, as (1) Interaction terms between liquid film and droplets due to deposition and entrainment, (2) Interaction terms on the liquid interface between the liquid film and the gas phase on friction and heat conduction, (3) Heat transfer from the heated wall to the liquid film, (4) Dryout occurrence judgement and the switching function on the boundary condition. The dryout occurrence judgment is based on a correlation on critical film thickness, which is originally applied into the MARS (Multi-dimensional Analysis of Reactor Safety) code. A trial calculation with the developed solver called two Phase Three Field Euler Foam was performed to check the solver operation. The CFD could simulate temperature increase behavior due to the dryout occurrence, whereas here were still challenges in reproducing the transition from mist flow to single-phase vapor flow.
安部 諭; 岡垣 百合亜; 佐藤 聡; 柴本 泰照
Annals of Nuclear Energy, 159, p.108321_1 - 108321_12, 2021/09
被引用回数：3 パーセンタイル：45.99(Nuclear Science & Technology)Heat transfer in the rod bundle is augmented by the mixing vanes on the spacer grid. We conducted a computational fluid dynamics (CFD) simulation with three isotropic turbulence models - standard 
-epsilon, realizable -epsilon, and SST -omega models - to investigate the relationship between heat transfer and turbulence behaviors downstream a simulant spacer (with four vanes) in a single tube under single-phase flow conditions. Quantitatively, the predicted heat transfer coefficient (HTC), secondary flow intensity, and turbulence intensity with the SST -omega model displayed a better agreement (than the other isotropic models) with the correlation based on previous studies. Furthermore, the turbulence production was localized in the near-spacer region (z/D 
10, where D is the inner diameter), which corresponds with the HTC argumentation region. These results indicate that examining the turbulence production when discussing the HTC augmentation downstream the spacer is essential.
和田 裕貴; Le, T. D.; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.100 - 113, 2020/01
被引用回数：7 パーセンタイル：61.94(Nuclear Science & Technology)The rewetting front propagation may occur when the fuel rod is cooled by the liquid film flow after it is dried out under accident conditions for BWR cores. Our previous study has revealed importance of precursory cooling, defined as a rapid cooling just before the rewetting, which has a significant effect on the propagation velocity. To understand the mechanism of the precursory cooling, we conducted heat transfer experiments using a single heater rod contained inside the transparent glass pipe to measure heat transfer behavior with simultaneous observation using a high-speed camera. The results showed characteristic effects of the wall temperature on the liquid film flow and liquid droplets formation at the rewetting front, i.e. sputtering. Even when the liquid film flows in rivulets under adiabatic condition, horizontally uniformed rewetting front was observed with increasing wall temperature due to enhanced flow resistance by sputtering. This sputtering effect was also confirmed from observations of the liquid film thickness, which increased with approaching the rewetting front. Heat transfer coefficients were predicted roughly well with a single-phase heat transfer correlation with entrance effects, suggesting the thinner thermal boundary layer downstream of the rewetting front may be one of the precursory cooling mechanisms.
佐藤 聡; 和田 裕貴; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Nuclear Engineering and Design, 354, p.110164_1 - 110164_10, 2019/12
被引用回数：8 パーセンタイル：66.68(Nuclear Science & Technology)原子力機構ではBWRの沸騰後遷移熱伝達、過渡限界熱流束及びリウェットに関する一連の実験研究を行ってきた。これまでに、異常過渡条件をカバーする実験データベースが開発されており、またリウェット現象における先行冷却の重要性が認識されるようになった。本論文では、原子炉停止機能喪失事象、炉心熱伝達へのスペーサの効果、機構論的モデル開発のための現象の物理的理解に焦点を当て、これまでに得られた主な結果と共に、本研究のアプローチを提示した。
和田 裕貴; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介; 佐川 淳*
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.4518 - 4531, 2019/08
原子力機構では、液膜のドライアウト・リウェットを液膜の有無を超音波液膜測定によって実現するための技術開発を実施している。原子力工学分野における従来研究では、使用する超音波の搬送周波数が5MHzと比較的低く、最小液膜厚さの限界値が実用的に0.1mm以上の厚い領域に限られていた。さらに、液膜厚さを評価する際の信号処理方法が生データと共に明確に示されておらず、それに伴う測定の不確かさにおける議論が充分ではない。そこで、本研究では15MHzの中心周波数を有する圧電素子と独自の駆動回路を用いた超音波液膜厚さ測定装置を開発した。本発表では、本装置における液膜測定の妥当性の検証結果、鉛直管内を流れる上昇環状液膜流を測定した結果及び管内測定に際する測定部の詳細設計について報告する。
和田 裕貴; Le, T. D.; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 10 Pages, 2018/07
Dry-out and rewet for an anticipated transition without scrum (ATWS) become one of the important issues. In order to predict all of these phenomena, it is necessary to cover wide range of thermal-hydraulic condition, and the modeling of precursory cooling is one of the key issues on the prediction. To reveal the precursory cooling phenomena in the rewetting process, rewetting experiment was carried out using a single heater rod in a circular glass pipe with air-water system at atmospheric pressure. Liquid film front thermal and dynamic behaviors were measured by thermocouples and visualization with a high speed camera. To establish a new rewetting model, liquid film flow characteristics including roll wave behavior, and the mass and energy balance of the liquid film at the rewetting front considering effects of sputtering were summarized in this paper.
佐藤 聡; 和田 裕貴; Le, T. D.; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Proceedings of ANS International Conference on Best Estimate Plus Uncertainties Methods (BEPU 2018) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/00
本研究では、Post-BT熱伝達、液滴伝達率およびリウェット挙動を取得するため、BWRのAOOを模擬した条件において実験を行った。熱伝導方程式を解析的に解くことでリウェット挙動を調査し、リウェット速度、壁面温度および先行冷却と濡れ領域における熱伝達率の間の関係を把握した。さらに、Post-BT熱伝達とリウェット挙動へのスペーサ効果を調べるため、ATWS模擬条件において丸セル模擬スペーサを設置した実験を行った。これにより熱伝達率がモデルによる予測よりも増加すること、また低圧、高質量流束条件においてリウェット速度が増加することが示された。一連の実験を通して先行冷却が重要な役割を果たしていると考えられることから、先行冷却に着目した新しい実験を行い、リウェットフロント周辺の液膜と液滴の挙動が先行冷却メカニズムに与える影響を調べた。
与能本 泰介; 柴本 泰照; 佐藤 聡; 岡垣 百合亜
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1342 - 1352, 2016/09
被引用回数：3 パーセンタイル：28.28(Nuclear Science & Technology)BWRの運転時の異常な過渡変化を超える過渡事象におけるドライアウトした燃料表面のリウェット挙動に関して、当研究グループで以前実施した研究では、リウェット直前の冷却として定義する先行冷却により、その伝播速度が強く支配されることが示された。本研究では、この先行冷却の特徴を把握するために、実験結果に対して、さらに工学解析と熱伝導解析を実施した。特徴把握のため、まず、先行冷却を熱伝達率評価値を用いて定量的に定義し、先行冷却が開始するタイミングでの被覆管温度の関数としてリウェット速度を検討した。その結果、リウェット点近傍での最大伝熱量によりリウェット速度が制限される傾向が示され、熱伝導解析の結果と整合した。
与能本 泰介; 柴本 泰照; 竹田 武司; 佐藤 聡; 石垣 将宏; 安部 諭; 岡垣 百合亜; 孫 昊旻; 栃尾 大輔
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5341 - 5352, 2015/08
This paper summarizes thermal-hydraulic (T/H) safety studies being conducted at JAEA based on the consideration of research issues after the Fukushima Dai-Ichi Nuclear Power Station accident. New researches have been initiated after the accident, which are related to containment thermal hydraulics and accident management (AM) measures for the prevention of core damage under severe multiple failure conditions. They are conducted in parallel with those initiated before the accident such as a research on scaling and uncertainty of the T/H phenomena which are important for the code validation. Those experimental studies are to obtain better understandings on the phenomena and establish databases for the validation of both lumped parameter (LP) and computational fluid dynamics (CFD) codes. The research project on containment thermal hydraulics is called the ROSA-SA project and investigates phenomena related to over-temperature containment damage, hydrogen risk and fission product (FP) transport. For this project, we have designed a large-scale containment vessel test facility called CIGMA (Containment InteGral Measurement Apparatus), which is characterized by the capability of conducting high-temperature experiments as well as those on hydrogen risk with CFD-grade instrumentation of high space resolution. This paper describes the plans for those researches and results obtained so far.
中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10
被引用回数：13 パーセンタイル：70.2(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。
安部 諭; 佐藤 聡; 竹田 武司; 中村 秀夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(10), p.1164 - 1176, 2014/10
被引用回数：5 パーセンタイル：36.96(Nuclear Science & Technology)PWRを模擬する大型熱水力試験装置LSTFを用いてコールドレグ中口径破断LOCA実験を2回(Test-2, Test-7)行い、それらの比較よりシステム全体の挙動及び熱水力現象の調査をOECD/ROSA2プロジェクトで行った。実験条件として、Test-2では破断サイズはコールドレグの17%相当とし、ECCSは単一故障を仮定した。Test-7では破断サイズは13%相当とし、ECCSは全注入を仮定した。本論文では、炉心を単チャンネルおよび複数チャンネルでノーディングしたRELAP5コード実験後解析の結果を発表する。結果として、炉心複数チャンネルモデルを用いた解析では、炉心内の多次元的な流れを考慮することができ、炉心単チャンネルモデルでは充分に再現できなかった燃料棒表面温度の挙動を再現することに成功した。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10
水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。
Irwanto, D.; 佐藤 聡; 竹田 武司; 中村 秀夫
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07
A 3D analysis of the CET phenomena on the LSTF during SBLOCA was performed for the OECD/NEA ROSA-2 Project Test 3 (SB-HL-18) using CFD ANSYS FLUENT code to clarify influences of the steam flow on CET response during core uncovery. A portion of core above the mixture level was modeled up to CET thermocouple position (13 mm above the UCP), taking into account high, medium and low power heater rod bundle, including internal structures such as end-box, UCP and core spacer. From the calculation, it is clear that inner structures indeed affect the CET due to heat transfer from hot steam to these cool structures. Mixing was happened at the boundary between high-middle-low power rod regions due to steam velocity different at the boundary between each fuel bundles and at the free area above the heater rod. These 3D flows mixing also may contribute to the final CET values and the delay readings of CET relative to the peak cladding temperatures in the core. To confirm this simulation, ROSA/LSTF experiment data was used as comparison, resulting that most of the calculated values of CETs were slightly higher than the measured ones: 608 against 592 K for high power bundle; 598 against 586 K for medium power bundle and 579 against 581 K for low power bundle.
中村 秀夫; 竹田 武司; 佐藤 聡; 石垣 将宏; 安部 諭; Irwanto, D.
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 21 Pages, 2013/05
The OECD ROSA and ROSA-2 joint research projects have performed 19 LSTF experiments to simulate 9 subjects on reactor accidents and abnormal transients. Detailed data were obtained to well understand the accident phenomena, which is suitable for V and V of both 1-D best estimate (BE) safety analysis codes and 3-D CFD codes. The research subjects and test conditions were defined with participants from 15 NEA member and non-member countries to well represent such accident phenomena as multi-dimensional, multi-phase, parallel channel flows under influences of non-condensable gas within world largest LSTF under full-pressure conditions. New activity was done in the ROSA-2 Project such as blind analysis and counterpart testing with the OECD PKL-2 Project to clarify and solve issues in the utilization of the BE and CFD codes. Major outcomes from such ROSA and ROSA-2 Projects are discussed through selected three types of subjects. Remaining issues are pointed-out as well.
渡辺 正; 石垣 将宏; 佐藤 聡; 中村 秀夫
日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.240 - 244, 2011/12
BWRの長時間に渡る全電源喪失事故の解析を、TRAC-BF1コードを用いて行った。RCICの作動のみを仮定し、福島第一原子力発電所2号機で観測されたデータと比較し、RCIC停止後の冷却回復操作の有効性を調べた。解析の対象は、110万KW級BWR-5としたが、原子炉圧力及び炉心水位変化のいずれも、78万KW, BWR-4である2号機のデータとよく一致した。これにより、RCICの連続的な運転により、準定常的な熱水力状態が長時間保たれたことが確認された。また、RCIC停止後に、減圧とそれに続く冷却水の注入を冷却回復操作として行う場合に、被覆管温度を1500K以下に保つために必要な操作開始時間を検討し、2号機の場合と比較した。
佐藤 聡; 丸山 結; 中村 秀夫
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(3), p.263 - 278, 2011/04
反応度事故のような急速加熱下の燃料棒周囲に生じる過渡沸騰に対する最適評価コードの予測性能を向上させるため、正味の蒸気発生に関するモデルを開発した。反応度事故を模擬した実験結果を解析することにより、蒸気凝縮モデルの改良が必要であることを明らかにし、特性長さに温度境界層を適用する新しいモデルを開発した。本モデルをTRAC-BF1コードに導入し、高圧実験結果に対して解析を実施し、コードの予測性能の向上を確認した。
佐藤 聡; 渡辺 正; 丸山 結; 中村 秀夫
Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2010/10
BWRプラントが地震動にさらされると、地震波による振動加速度により冷却材流量や炉心ボイド率に変動が生じ、ボイド反応度フィードバックによる炉心不安定性を引き起こす可能性がある。したがって、プラントの健全性評価の観点から、地震加速度が炉心安定性に与える影響を適切に評価することが重要である。現在、3次元核熱水力連成解析コードTRAC-BF1/SKETCH-INSをベースに、地震時の原子炉の振る舞いを解析するためのコード開発を実施している。本コードでは、二相流の運動方程式に地震による加速度を外力項として付加することにより、地震時の炉内冷却水の流動をシミュレートしている。解析対象は米国ピーチボトム2号炉とし、実地震波に対する原子炉圧力容器の応答波形及び正弦波を入力加速度とした。入力加速度の振幅,周期などをパラメータとした解析により、これらが炉心及び冷却材の挙動に与える影響を調査した。
佐藤 聡; 丸山 結; 浅香 英明; 中村 秀夫
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 1(2), p.154 - 165, 2007/00
原子力機構では、燃料の一層の高燃焼度化に備え、反応度事故時におけるボイド反応度フィードバックを考慮した、最大燃料エンタルピのより現実的な評価に資する知見の取得を目的に、炉外過渡ボイド挙動試験を実施している。本報では、バンドル体系の長尺試験体を用いた、低圧の低温零出力条件を模擬する試験(低圧・長尺試験)を実施するにあたり、バンドル体系内のボイド率の過渡変化を計測する手法を開発し、電場解析,模型試験及び定常沸騰試験により、その適用性を確認した。また、低圧・長尺試験体を用いた過渡ボイド試験に本ボイド率計を適用することにより、バンドル内における過渡的なボイド率変化に関する知見を取得した。さらに、ヒーターピン出力及びサブクール度が、過渡ボイド挙動に大きな影響を与えることを確認した。
佐藤 聡; 丸山 結; 浅香 英明; 中村 秀夫
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/07
原子力機構では、燃料の一層の高燃焼度化に備え、反応度事故時におけるボイド反応度フィードバックを考慮した、最大燃料エンタルピのより現実的な評価に資する知見の取得を目的に、炉外過渡ボイド挙動試験を実施している。本報では、バンドル体系の長尺試験体を用いた、低圧の低温零出力条件を模擬する試験(低圧・長尺試験)を実施するにあたり、バンドル体系内のボイド率の過渡変化を計測する手法を開発し、電場解析,模型試験及び定常沸騰試験により、その適用性を確認した。さらに低圧・長尺試験体を用いた過渡ボイド試験に本ボイド率計を適用することにより、バンドル内における過渡ボイド挙動の、ヒーターピン出力及びサブクール度への依存性に関する知見を取得した。
佐藤 聡; 丸山 結; 浅香 英明; 中村 秀夫
no journal, ,
電気抵抗式ボイド率計を用いて、低温時反応度事故を模擬した条件におけるバンドル内のボイド率の空間分布を計測した。また、ボイド率,圧力,温度分布などの時間変化の計測及び高速度カメラを用いた流動の可視化により、バンドル内の過渡ボイド挙動を調査した。さらに、模擬燃料棒出力,冷却水の流速及びサブクール度が、過渡ボイド挙動に与える影響を調べた。
