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小川 益郎*
JAEA-Technology 2019-010, 22 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-010.pdf:1.5MB
円管内流れは、流れが実際に遷移し、遷移流が間欠性を示すにもかかわらず、あらゆる小さな外乱に対して線形的に安定である。このことは、流体力学ではまだ解決されていない大きな課題の一つである。そこで、著者は、これまで誰も気がつかず認識してこなかった事実を初めて指摘する。この事実というのは、「円管内の流れは、流れの剥離によって、円管入り口付近に形成される剥離泡から放出された渦のために層流から遷移し、そして渦放出が間欠的であるために遷移流が間欠性を示す。」というものである。この事実は、円管の入口形状が遷移レイノルズ数に大きく影響することや、第3の遷移現象に分類されている外側円筒が支配的に回転する同心二重円筒間の流れが円管内の遷移流れと同様に流れの剥離によって間欠性を示すといった、多くの実験結果によって裏付けられている。本研究によって、高温ガス冷却炉の熱流体設計において最も重要な課題の一つである熱伝達促進のために、急縮小型の入口形状が遷移開始レイノルズ数をできる限り小さくできることを明らかにした。
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.
藤本 望; 橘 幸男; 七種 明雄*; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.273 - 281, 2004/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)HTTRの出力上昇試験では、熱漏洩の観点から二つの事象があった。一つは一次上部遮蔽体の温度上昇であり、もう一つは炉心支持板の温度上昇であった。これら二つの原因は構造物中のわずかなヘリウムの流れによるものであった。一次上部遮蔽体の温度上昇については、微少なヘリウム流れの抑制,放熱の促進,断熱材の設置が行われた。炉心支持板の温度上昇については、微少なヘリウム流れを考慮した温度評価を再度行い、炉心支持板の設計温度を見直した。これらの対策により、それぞれの温度を制限値以下に収めることができた。
亀尾 裕; 中島 幹雄; 平林 孝圀*
Nuclear Technology, 144(1), p.76 - 82, 2003/10
被引用回数：1 パーセンタイル：10.87(Nuclear Science & Technology)原子炉施設の解体前除染技術として、アルミナ又は鋳鉄グリット研磨材と空気の旋回流を利用した乾式除染技術について検討した。旋回流によるステンレス及び炭素鋼配管の研削挙動を調べた結果、配管内表面の研削深さは空気流速の累乗及び研磨材濃度に比例して増加することがわかった。除染条件を最適化した後、動力試験炉(JPDR)の原子炉水浄化系統から切り出した汚染配管に対する除染試験を行った。これらの試験から、本技術が原子炉施設の廃止措置における解体前除染技術として有効であることが明らかになった。
高瀬 和之; 秋本 肇
Applied Electromagnetics in Materials, p.177 - 178, 2001/00
本研究は、真空容器内冷却材侵入(ICE)事象時に核融合炉内で起こる水-蒸気二相流挙動をICE統合試験装置を使って実験的に調べ、またTRAC-PF1コードを使って実験結果を数値的に検証したものである。ICE事象統合装置は核融合実験炉(ITER)の構成要素を約1/1600で縮小簡略モデル化しており、プラズマチャンバー,ダイバータ,真空容器,サプレッションタンク等から構成される。実験ではプラズマチャンバーからダイバータを通って真空容器に流れ込む二相流挙動を可視的に明らかにした。また、ダイバータ部分に存在する真空排気スリットの断面積と流動抵抗の関係を定量的に明らかにした。さらに、冷却材侵入時の最高到達圧力をTRAC-PF1コードを使って
5%以内の誤差で予測可能であることを一連の実験結果との比較から明らかにした。
橘 幸男; 本谷 浩二*; 竹田 武司; 七種 明雄; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫; 國富 一彦
Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.227 - 238, 2000/10
被引用回数：3 パーセンタイル：26.4(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)では、平成9年2月に非核加熱で1次冷却材を昇温する試験を実施したが、その際、原子炉容器上部のスタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が想定以上に上昇した。HTTRの定格運転時に、これらの温度が設定値を超えることが予測されたため、昇温を防止するための対策について検討し、対策を施した。2段階の昇温防止対策を施工後、対策の効果を実証するための確認試験を実施した。確認試験結果及び温度解析結果から、昇温防止対策が適切であり、定格運転時に設計温度を満足する見通しを得た。
大貫 晃; 秋本 肇
International Journal of Multiphase Flow, 26(3), p.367 - 386, 2000/03
被引用回数：131 パーセンタイル：96(Mechanics)気液二相流の流路スケール依存性を調べるため、大口径垂直管(内径D:0.2m,流路長さと内径の比L/D:61.5)内空気/水上昇二相流における流動様式及び相分布の遷移特性を実験的に検討した。壁面ピーク相分布に及ぼす流路スケール効果を同一気泡径での小口径管のデータとの比較により議論した。気泡の合体が開始する流量条件は小口径管に対するものとほぼ一致したが、差圧分布から判断されたL/D=20程度の助走域では大きな合体泡の生成は観察されず、L/D
20で大気泡が生じた。小口径管でスラグ流が実現する領域では大口径管では乱れの大きいチャーン流が支配的であった。相分布の遷移は流動様式の遷移と対応し、合体泡が相分布に影響する点は小口径管と同様であったが、水の見かけ流速が低下した場合に小口径管では見られない気泡クラスターを含む大きな渦の充満する気泡流となり、小口径管では壁面ピークとなる流量でもコアピークの分布となった。大口径管での壁面ピーク相分布の壁面ピークの高さが小口径管の場合より低くなる理由として、大口径管での径方向水流速速度勾配が低く、気泡が誘起する乱流変動が大きいためであることがわかった。
佐竹 信一*; 功刀 資彰
日本機械学会論文集,B, 64(617), p.65 - 70, 1998/01
円筒座標系の乱流直接数値シミュレーションコードを開発した。本コードの特徴は、円筒座標系で特異点である中心軸上(r=0)の物理量を用いないように、系方向の運動量フラックス(q
=r
u)を変数としたスタガード格子のコントロール・ボリューム法で離散化されている点にある。本コードの妥当性を検証するため、発達した円管内乱流についての直接数値シミュレーションを実施した。その結果、円管中心でのレイノルズせん断応力及び乱流強度は従来の解析結果と比較して良い一致を得た。また、レイノルズ応力の収支式に連続の式及び運動方程式と整合の取れる定式化を行った結果、乱流諸量の収支残差がほぼゼロの良質な乱流統計量分布が得られた。本解析結果は、乱流モデル構築や検証のための直接シミュレーションデータベースとして提供する予定である。
大貫 晃; 清宮 正人*; 秋本 肇
混相流シンポジウム'98講演論文集, p.221 - 222, 1998/00
本報では、気液二相流の詳細な多次元流動モデルの確立を目指す研究の一環として、気泡流相分布に及ぼす流路スケール効果を実験的に調べた。内径20cmの大口径垂直管における相分布及び気泡径を測定すると共に、水及び気泡の各流速分布を測定し、Liuらの小口径管(内径3.8cm)データとの比較から流路スケール効果を検討した。検討の結果、大口径管での径方向液流速勾配が小口径管より低いこと、及び気泡が誘起する液相乱流エネルギーの高いことが大口径管での相分布が小口径管より平坦となる理由として考えられた。
大貫 晃; 秋本 肇
Proc. of 1st European-Japanese Two-phase Flow Group Meeting, p.1 - 8, 1998/00
本報では、気液二相流の多次元解析手法を確立する上で不可欠な大口径管での流動特性を調べた。内径48cm及び内径20cmの大口径垂直管における流動様式及び相分布を測定し、流動特性を実験的に調べるとともに、原研で開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dによる解析を交え、流路スケール効果を分析した。その結果、大口径管では小口径管より流動の乱れが大きく、流動様式及び相分布に小口径管とは異なる特性のあることがわかった。大きな渦や壁面付近で逆流の見られる乱れた気泡流が見られ、合体泡が間欠的に流れる流動様式では合体泡と壁面の間の液膜に多数の小気泡を含有していた。ボイド率のピークが壁面付近に現れる流量の範囲は小口径管より狭かった。
國富 一彦; 橘 幸男; 本谷 浩二*; 中野 正明*; 七種 明雄; 竹田 武司; 伊与久 達夫; 石仙 繁; 澤畑 洋明; 大久保 実; et al.
JAERI-Tech 97-040, 91 Pages, 1997/09
高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを約110
Cまで昇温させる試験を実施中に、スタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が測定以上に上昇した。そこで、その原因を解析及び試験により特性するとともに、スタンドパイプ内構造物の一部構造変更により、温度上昇を防止する対策を定めた。また、対策に伴う構造変化により、炉内の流量配分に悪影響が無いこと、制御棒ワイヤーと改造後の構造物の接触が無いことを確認した。本報は、昇温の原因、構造変更の内容、構造変更による影響評価の結果を示したものである。
大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1670 - 1676, 1997/00
将来型原子炉システムの設計用ツールである多次元二流体モデルコードを高度化する研究の一貫として、大口径垂直管(内径20cm)での空気・水二相流データベースを新たに取得するとともに、気泡流相分布に対する多次元二流体モデル構成方程式の適用性を調べた。実験的にはスラグ流域での流動の乱れが小口径管の場合より大きいこと、相分布の変化する流量条件が小口径管の場合と異なることがわかった。解析的には単一のモデル定数では気泡流相分布を予測できないこと、気泡径の情報を取り込んだモデルを構築する必要のあることがわかった。
大貫 晃; 秋本 肇
Int. J. Multiph. Flow, 22(6), p.1143 - 1154, 1996/00
被引用回数：41 パーセンタイル：83.45(Mechanics)大口径垂直管(内径Dh:0.48m、流路長さLとDhの比:約4.2)内の未整定域を含む空気/水二相流の流れの構造を実験的に調べた。未整定域で極端に異なる流れの構造を実現するため2種類の空気注入方法(多孔焼結金属による注入及びノズル注入)を採った。小口径管(Dh≦約0.05m)でスラグ流の現れる条件であっても、空気注入方法によらず流路を占有するスラグ気泡は見られなかった。テスト部下半分での区間差圧分布及び相分布は空気注入方法に依存した特異な分布を示した。しかしながら、テスト部上半分では空気注入方法の効果は小さかった。テスト部上端での区間ボイド率をKataokaの式と比較したところ、ドリフトフラックスモデルの分布パラメータはDhの効果を含めてモデル化すべきこと、及び気泡径分布が空気注入方法に依存することがわかった。
大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇
Proceedings of Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics, 0, p.75 - 82, 1996/00
受動的安全炉の設計に使用する高精度の解析ツールを開発するため、その第一段階として、二相
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乱流モデルを含む多次元二流体モデルコードを開発し、低流速下での助走域内の大口径垂直管(内径0.48m)内気泡流に対する既存構成式の適用性を調べた。その結果、壁面から流路中央へ向かう揚力を生み出す揚力モデルにより大口径管内助走域での気泡流はほぼ予測できることがわかった。ただし、助走域での相分布の軸方向変化を乱流拡散モデルの単一の実験定数で統一的に精度良く予測できることは困難であった。今後、より広範な流量条件下で適用性を検討する必要がある。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.868 - 879, 1995/09
被引用回数：4 パーセンタイル：43.23(Nuclear Science & Technology)LOCA時の1次系内冷却材分布は、水平配管内の流動様式に依存する。特に、波状流からスラグ流への遷移は、界面波が気送流れを塞ぐ液スラグに成長する結果生じ、界面摩擦や流路の圧力損失の増加を伴うため、その予測は重要である。ところが、スラグ流遷移の予測には、波状流での水位予測が必要であるものの、予測に必要な気液界面摩擦係数は、スラグ流遷移時のような液深の深い波状流(ボイド率
~0.6)でのデータや予測式が大変少なく、壁摩擦係数などで代用されることが多い。そこで、TPTF装置の水平円管テスト部(直径87及び180mm)を用いた、高圧(3-9MPa)の水/蒸気二相流実験を行い、スラグ流遷移境界近傍の波状流について調べ、界面摩擦係数を与える実験式を求めた。実験式はKelvin-Helmholtzの界面不安定性理論に基づくパラメータで構成され、TPTF実験結果での配管口径及び圧力依存性をよく表すことができる。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(7), p.641 - 652, 1995/07
被引用回数：5 パーセンタイル：49.46(Nuclear Science & Technology)ROSA-V/TPTF装置の水平管テスト部を用いた蒸気/水二相流実験(圧力≦12MPa)を行い、スラグ流から波状噴霧流への遷移は界面波頭からの液滴発生により生じ、液滴発生時の気液相対速度は圧力上昇と共に大きく減少することを見い出した。また、LOCA計算コード等に使用されているモデルや相関式の検討から、Steen-Wallis式を気液相対速度をパラメータとして改良すると、TPTF実験での液滴発生開始の圧力依存性が良く予測できることがわかった。更に、比較的低圧(約3MPa)では界面波高が高い為、より小さい気液相対速度で遷移が生じることが分かった。
大貫 晃; 秋本 肇
Proc. of ASME Heat Transfer and Fluids Engineering Divisions (HTD-Vol. 321,FED-Vol. 233), 0, p.473 - 478, 1995/00
大口径垂直管(内径0.48m)内空気-水二相流の流れの構造を調べるため、電磁流速計による液流速分布の測定を行った。最初に空気-水二相流下での電磁流速計の測定精度をチェックし、気泡粒での約2m/sまでの局所液流速を10%の精度で測定できることを確認した。次に大口径垂直管内の局所液流速の半径方向分布の測定に適用し、次の結果を得た。(1)空気流量が増加するにつれて、流路中心での軸方向液流速は高くなり、壁近傍での液の流れは下降流となり、液流速変動の非等方性の程度は大きくなる。(2)テスト部下端から1m程度の高さまでは流れは未発達であり、それ以上の高さでは軸方向液流速の分布形及び値はほぼ同一となり、発達した流れと考えられる。
大貫 晃; 秋本 肇; 数土 幸夫
Proc. of the 2nd Int. Conf. on Multiphase Flow 95-Kyoto, 0, p.FT1.17 - FT1.23, 1995/00
大口径垂直管内気液二相流の流れの構造を調べるため、空気・水二相流の流動様式とその遷移について実験的に検討した。テスト部は内径0.48m、長さ2mであった。テスト部での流量条件は見かけの空気流速J
:0.02-0.87m/s、見かけの水流速J
:0.01-0.2m/sであった。流動様式の分類は流動観察及び区間ボイド率変動の標準偏差により行った。あるJのもとでJgが増加すると、均一な気泡流か乱れた気泡流を経てチャーン気泡流へと遷移した。Jが低い場合は均一な気泡流は見られなかった。小口径管ではスラグ流が実現する流量条件であっても流路を占有するようなスラグ気泡は見られず、その流量条件はチャーン気泡流が見られた。
竹田 武司; 國富 一彦; 馬場 治
Proc. 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 1; NURETH6, 0, p.1483 - 1488, 1994/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒スタンドパイプの内部には、クラッチ及びモータ機構等により構成される制御棒駆動装置(CRDM)が収納されている。CRDMの温度が180Cを超える場合には、クラッチの絶縁材の耐熱性が損なわれ、CRDMが正常に機能しないことが考えられる。そのため、制御棒スタンドパイプ廻りの空気流の流れ分布と温度分布を解析及び試験により求めた。空気流の3次元熱流動解析は、熱流体解析コードSTREAMを用いて行った。試験では、スタンドパイプ廻りの空気流を表面タフト法により可視化した。解析と試験により得たスタンドパイプ廻りの空気流の流れ分布は良く一致した。解析の結果、何れの制御棒スタンドパイプにおいてもCRDMの温度は、その制限温度である180Cを満足することを確認できた。
川橋 正昭*; 細井 健司*; 平原 裕行*; 福井 大俊*; 文沢 元雄
The 4th Triennial Int. Symp. on Fluid Control,Fluid Measurement,and Visualization; FLUCOME 94, 0, p.691 - 695, 1994/00
高温ガス炉空気浸入事故時の流動挙動解明の一環として、本研究では小口径開口部を通るヘリウムと空気の置換流について可視化観察を行った。可視化はレーザライトシート法を用いた。その結果、水平開口において捩れ構造の対向置換流が生じること、傾斜開口においては分離した二相流構造となることが明らかとなった。またこれらの可視化観察により、置換流量と傾斜角との関係を考察した。
