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論文

CFD analysis

高瀬 和之; 三澤 丈治*

Supercritical-Pressure Light Water Cooled Reactors, p.301 - 319, 2014/12

超臨界圧軽水炉の熱流動解析を可能にすることを目的として、気液二相流解析コードACE3Dに超臨界水解析機能を導入し、導入した解析機能の妥当性を調べた。超臨界水の解析に対応するため、常圧から25MPaを超える超臨界圧領域まで対応できるように水の熱物値の適用範囲を拡張した。また、燃料棒表面温度の予測精度を向上させるため、等価渦粘性モデルを導入した。既往の円管内伝熱実験や7本バンドル伝熱実験を模擬した解析を行い、改良したACE3Dを使って超臨界水の熱流動挙動を予測できることを確認した。

論文

三次元二流体モデルに基づく超臨界圧水の単管内熱伝達特性に関する数値予測

小瀬 裕男*; 吉森 本*; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

日本機械学会第26回計算力学講演会論文集(CD-ROM), p.701_1 - 701_2, 2013/11

三次元二流体モデル解析コードACE-3Dの伝熱劣化現象に対する予測精度を調べるために、超臨界圧水の上昇流および下降流を対象とした単管内熱伝達実験解析を実施し、得られた壁面温度の実験結果との比較を行った。その結果、以下の結論が得られた。(1)伝熱劣化現象を模擬するためには、壁面近傍まで適用できる低レイノルズ数型k-$$varepsilon$$モデルが有効である。(2)伝熱劣化現象は壁面近傍で生じる速度分布の平坦化に伴う乱流エネルギーの減少が主要因と考えられる。

論文

SCWR燃料集合体内熱流動に及ぼす冷却材流れ方向の影響評価解析

三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

日本機械学会第26回計算力学講演会論文集(CD-ROM), p.702_1 - 702_2, 2013/11

冷却材の流れ方向が超臨界圧軽水炉燃料集合体内熱流動に及ぼす影響を調べるために、超臨界流体解析用に拡張したACE-3D/BFCを用いて、簡略化した燃料集合体内に、超臨界水を上昇及び下降させた場合の熱流動解析を行った。その結果、下降流ケースの燃料棒表面温度が上昇流ケースよりも高くなることがわかった。上昇流及び下降流の両ケース共に、燃料集合体中心の流体温度が外周部と比べて時間的に速く擬臨界温度に達するために、燃料集合体中心の流体密度が外周部と比べて減少する。そのため、上昇流の場合には、燃料集合体中心の重力損失が外周部と比べて小さくなるが、下降流の場合には、流れ方向の逆転によって、燃料集合体中心の重力損失のほうが大きくなる。それにより、上昇流と比べて、下降流の場合における燃料集合体中心から外周部への超臨界圧水の流出が大きくなり、下降流ケースの燃料棒表面温度が上昇流ケースよりも増加する原因であることがわかった。

論文

A Large-scale three-dimensional simulation on thermal-hydraulics in a fuel bundle for SCWR

三澤 丈治; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 岡 芳明*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo (SNA & MC 2013) (CD-ROM), 2 Pages, 2013/10

Since the supercritical fluids have a special feature regarding thermo-physical properties of fluid density, thermal conductivity, specific heat and so on, it is difficult to predict thermal-hydraulic characteristics of the supercritical fluids by the conventional analysis methods. Therefore, in order to perform the thermal design of supercritical water reactors (SCWRs), development of a numerical analysis method which can clarify thermal-hydraulics of supercritical fluids precisely is important. Japan Atomic Energy Agency has developed a numerical analysis method which can predict the thermo-fluid properties of the supercritical fluids correctly and preform the thermal design of the SCWR. To confirm adequacy of the numerical predictions by a newly developed analysis method, a large scale simulation was carried out. This paper describes the predicted results of thermal-hydraulic characteristics in the simplified fuel bundle of the SCWR.

論文

Numerical analysis of heat transfer enhancement by spacers in subchannels at supercritical pressure condition

高瀬 和之; 三澤 丈治; 吉田 啓之

Proceedings of 4th International Conference on Jets, Wakes and Separated Flows (ICJWSF 2013) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/09

超臨界圧水冷却炉(SCWR)の熱設計において、炉心熱効率を向上させるためには炉心出口における冷却材温度を高くすることが必要であるが、これによって燃料被覆管表面温度も上昇するため、被覆管材料の高温劣化が課題となっている。したがって、熱設計上は燃料被覆管表面温度の上昇を抑制し、冷却材温度の上昇は向上させるような伝熱挙動が期待される。本研究では燃料集合体内に設置されるスペーサに着目し、スペーサによる伝熱促進効果によって燃料集合体内の熱伝達率を向上させることで、期待する伝熱挙動の達成の可能性について数値的に検討した。本検討には冷却材である超臨界水の伝熱流動を正確に把握できる解析手法が必要であり、そのため、著者らは超臨界流体の熱物性値を導入した熱流動解析コードの開発を行っている。開発中のコードによる評価解析によって、スペーサ形状に応じて燃料集合体内の熱伝達率を向上できることが明らかになった。

論文

Status of experimental and analytical thermal-hydraulic studies on severe accident events at Fukushima Dai-ichi NPP

高瀬 和之; 吉田 啓之; Liu, W.; 三澤 丈治; 永武 拓; 山下 晋

Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2013/04

With regard to the severe accident in the BWR at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant, in order to clarify a progress of the thermal-hydraulics phenomena in the nuclear pressure vessel and improve the current accident management, experimental and analytical studies were started by Japan Atomic Energy Agency. Three studies are carried out for experimental research. The first is a study of the influence of sea water on reactor core cooling. The second is a study that investigates the melting behavior of the fuel rod using a metal rod and an indirect electric heater. The third is a study that evaluates the heat transfer characteristics of molten debris accumulated on the bottom head of the lower plenum in the pressure vessel. The experimental data are used for verification of the analytical results. For analytical research, the following three studies are conducted. First, the situation in which the heating area of the fuel rods is exposed from the water surface is clarified numerically. Second, the melting and degradation behavior of the fuel assemblies is predicted quantitatively. Third, an analysis method is developed in order to precisely predict the three dimensional relocation distribution of the molten debris on the bottom head in the pressure vessel under the condition that many BWR control rod guide tubes exist.

論文

Numerical predictions of crossing-flow characteristics of a supercritical fluid in parallel circular ducts with a narrow rectangular channel at isothermal condition

高瀬 和之; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 森 英夫*

Proceedings of 6th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors (ISSCWR-6) (CD-ROM), 9 Pages, 2013/03

超臨界圧軽水炉の燃料集合体サブチャンネルに発生するクロス流れを定量的に評価するために、サブチャンネル形状を2つの並行円管流路で簡略模擬した体系でクロス流れに関する数値解析を行った。2つの並行円管流路は軸方向に対して矩形流路でつながっていている。この矩形流路に対して、2つの円管流路から流れ込んできた各流体の温度の差に起因してクロス流れが発生する。計算では別途実施する実験条件に合せて、超臨界フレオンを使用した。乱流モデルには、壁面近傍の温度境界層や速度境界層を正確に予測するために低レイノルズ数乱流モデルの1つであるSSTを選択した。解析の結果、クロス流れに及ぼす流体温度の影響を定量的に明らかにすることができた。

論文

Numerical predictions on turbulent mixing in two parallel channels with a connecting passage at non-heated supercritical fluid condition

三澤 丈治; 高瀬 和之; 森 英夫*

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/12

Numerical analyses on the turbulent mixing effect caused by a difference of fluid temperatures in a two parallel circular channels were conducted for a specific geometry in which subchannels in a fuel bundle of SCWRs are simply simulated. As a result, the following conclusions were derived. (1) The periodic crossing flow due to the drastic variance of the thermo-fluid properties under the supercritical pressure condition can be calculated by the present analysis method. (2) The influence of difference of the width and horizontal length of the rectangular channel between two simulated subchannels upon the time-averaged and instantaneous crossing flow can be evaluated, and(3) The high prospect was acquired regarding the possibility of the numerical prediction of the crossing flow rate in the subchannels of SCWRs.

論文

超臨界圧流体による並行2チャンネル内クロスフローシミュレーション

三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

日本機械学会第25回計算力学講演会論文集(CD-ROM), p.726 - 727, 2012/10

超臨界圧水冷却炉(SCWR)の熱設計を行ううえで、冷却材である超臨界水の伝熱流動を正確に把握できる解析手法の整備が重要である。SCWRの炉心熱設計に資するため、超臨界流体の熱物性値を導入した熱流動解析コードの開発を行っており、これまでに乱流モデルや並列計算手法についての検討を行っている。本報では、炉心燃料集合体内に見られるクロスフロー現象に着目し、開発している解析コードを用いた数値解析によって、並行2チャンネル間に設けた接続部を通過するクロスフロー量を明らかにした。

論文

超臨界圧水冷却炉の燃料集合体サブチャンネル内スペーサ効果に関する数値解析

高瀬 和之; 三澤 丈治; 吉田 啓之

日本機械学会第25回計算力学講演会論文集(CD-ROM), p.723 - 725, 2012/10

超臨界圧水冷却炉の熱設計において、燃料被覆管表面温度が700$$^{circ}$$Cを超えない条件で炉心出口冷却材温度600$$^{circ}$$C以上を達成するためには、被覆管表面温度が700$$^{circ}$$Cを超える領域の熱伝達率を現状よりも向上させる必要がある。そのため、著者らは、燃料集合体内に存在するスペーサに着目し、これを伝熱促進体として利用することで燃料棒の熱伝達率向上の可能性について数値的に調べた。本研究により、スペーサに突起状の羽根を設けることで冷却材流れが乱され、これによって熱伝達率を向上できることがわかった。また、羽根の形状を最適化することで、熱伝達率を促進させる一方、圧力損失の増大を抑えるような形状を数値的に探索できる見通しが得られた。

論文

Development of an analytical method on water-vapor boiling two-phase flow characteristics in BWR fuel assemblies under earthquake condition

三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Nuclear Reactors, p.157 - 174, 2012/02

A new external force term, which can simulate the oscillation acceleration, was added to the momentum conservation equations in order to apply the three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D under earthquake conditions. It was confirmed that the void fraction fluctuation with the same period as that of the oscillation acceleration could be calculated in the case of both horizontal and vertical oscillation acceleration, and that a boiling two-phase flow analysis consistent with the time-series data of oscillation acceleration and with a time interval greater than 0.01 s, can be performed. It was also shown that an effective analysis can be performed by extracting an earthquake motion of about 1 s at any time during the earthquake. The three-dimensional behavior of boiling two-phase flow in a fuel assembly under oscillation conditions was evaluated using a simulated fuel assembly excited by oscillation acceleration. On the basis of this evaluation, it was confirmed that void fraction fluctuation in the downstream region is significantly dependent on the lift force caused by a strongly inhomogeneous bubble diameter distribution and that it is necessary to adequately evaluate the influence of void fraction on bubble diameter in order to avoid strongly inhomogeneous bubble diameter distribution under oscillation conditions.

論文

Numerical research on turbulent mixing and crossing flow characteristics under supercritical fluid conditions

高瀬 和之; 三澤 丈治; 吉田 啓之

Proceedings of Advances in Thermal Hydraulics (ATH '12) (CD-ROM), p.23 - 28, 2012/01

超臨界圧軽水炉の熱設計手法開発の一環として、燃料集合体内の乱流混合並びにクロスフロー現象を明らかにするために数値的研究を行った。乱流混合に関しては、燃料棒表面に設置した微細突起による伝熱促進の影響を数値的に調べ、微細突起による渦発生に伴う乱流熱伝達率向上によって燃料被覆管最高温度を20$$^{circ}$$C程度低減できることがわかった。また、クロスフローに関しては、燃料集合体サブチャンネル内でのクロスフロー量と流路形状の関係を数値的に調べ、クロスフロー量が流路抵抗に依存することを明らかにした。本研究によって、燃料集合体内の乱流混合並びにクロスフロー現象を開発している熱設計手法を使って評価できる高い見通しが得られた。今後は、実験結果との比較を通して予測結果の検証を行う考えである。

論文

Thermal-hydraulic calculation for simplified fuel assembly of super fast reactor using two-fluid model analysis code ACE-3D

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 5 Pages, 2012/00

本研究では、三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを用いて超臨界圧軽水冷却高速炉(スーパー高速炉)の燃料集合体を簡易模擬した体系で熱流動特性の解析を行った。解析対象は、19本バンドル集合体であり、(1):チャンネルボックスに接するサブチャンネル、(2):(1)に接するサブチャンネル、(3):(1),(2)の内側に位置するサブチャンネルの3種を含む。本解析によって得られた最高被覆管温度は、設計基準を満たすことが確認された。

論文

Numerical analysis on thermal-hydraulics of supercritical water flowing in a tight-lattice fuel bundle

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.143 - 146, 2011/10

冷却材に超臨界圧水を用いたスーパー高速炉の実現性を評価するため、スーパー高速炉の稠密燃料集合体を簡略模擬した19本稠密燃料バンドル内超臨界圧水の伝熱流動解析を行った。超臨界圧領域に拡張した三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを用い、定格運転条件と等しい質量速度,入口エンタルピーを解析条件として与えた。燃料集合体断面の局所出力分布は均一、軸方向には核計算より得られた中心付近で出力が最大となる出力分布を与えた。流路内にハニカム形状の構造物を配置し、グリッドスペーサの影響を考慮した。その結果、現行軽水炉と同様、燃料集合体周辺部と比較して中心部の温度が高くなり、最高被覆管表面温度(MCST)は、中心燃料棒上部のギャップ部に面する領域で生じた。その値は燃料棒健全性の判断基準である650$$^{circ}$$C以下を満足し、燃料集合体の実現性を確認することができた。スペーサを考慮することにより、燃料集合体内の冷却材温度分布の均一化や、それに伴う燃料棒表面温度の低下が明らかとなった。スペーサの形状や配置の最適化により、MCSTをさらに下げることが可能と思われる。

論文

加速器駆動未臨界システム用燃料集合体内の圧力損失特性に関する数値予測

三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

第16回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.109 - 110, 2011/06

加速器駆動型未臨界炉(ADS)燃料集合体内圧力損失特性評価においては、燃料棒を支持するために設置されるスペーサによる流路断面積縮小の影響が大きいため、スペーサを含めた燃料集合体内圧力損失を評価する必要があるが、複雑形状を有するスペーサをパラメトリックに変えた実験は時間的,予算的に非効率的であり、解析的手法による評価が必要である。そこで、ADS燃料集合体内圧力損失特性を解析評価するための課題の摘出を目的として本研究を実施した。ADS燃料集合体を模擬した体系で行われた非加熱水流動実験を対象に、ACE-3Dを使って実験解析を行った。その結果、スペーサの前縁(上流側)及び直後(下流側)に形成される循環流の領域を十分に予測できていないことが判明した。検討した結果、この原因が計算格子解像度と乱流モデルに起因していることがわかった。前者に関しては解像度を密にすることでスペーサ前後に見られる循環流の様相を模擬できることを確認した。後者に関しては、スペーサからの放出渦が流体に及ぼす影響を正確に評価できる乱流モデルが必要であり、適切な乱流モデルの導入が今後の検討課題である。

論文

Super fast reactor R&D projects in Japan, 4; Numerical estimation of thermal-hydraulic characteristics of supercritical fluids in tight-lattice bundles by three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/05

超臨界圧水冷却炉の伝熱流動特性を解析するために、原子力機構では軽水炉の二相流解析用に開発した三次元二流体モデルコードACE-3Dの改良を行っている。超臨界圧流体を用いた伝熱試験結果をもとに改良したACE-3Dを使って、超臨界圧領域での予測性能を評価した。その結果、表面温度の予測値は測定値と一致することを確認した。超臨界圧軽水冷却高速炉(スーパー高速炉)の稠密格子燃料バンドルの伝熱流動特性を評価するため、改良ACE-3Dを使って19本バンドルで簡易模擬した燃料集合体を解析した。その結果、被覆管表面最高温度628$$^{circ}$$Cは中心燃料棒の出口近傍で生じ、燃料と被覆管の健全性を評価する判断基準である被覆管表面最高温度650$$^{circ}$$C以下を満たすことがわかった。

論文

Assessment of applicability of two-fluid model code ACE-3D to heat transfer test of supercritical water flowing in an annular channel

中塚 亨; 江里 幸一郎; 三澤 丈治; 関 洋治; 吉田 啓之; 大楽 正幸; 鈴木 哲; 榎枝 幹男; 高瀬 和之

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(12), p.1118 - 1123, 2010/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.11(Nuclear Science & Technology)

超臨界圧水冷却炉の熱設計を効率的に行うためには、燃料集合体内の熱流動を評価することが重要である。原子力機構では、元来軽水炉内の二相流を対象として開発してきた三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを改良し、超臨界領域での水の物性値を扱えるようにした。本報では、コードの予測性能評価のため、原子力機構で実施した単一模擬燃料棒まわりの垂直環状流路を流れる超臨界圧水伝熱試験の解析を行った。その結果、ACE-3Dコードは超臨界水冷却炉の燃料集合体を模擬した燃料棒の表面温度予測に適用可能であることが示された。

論文

地震時における燃料集合体内沸騰二相流挙動の数値的可視化

高瀬 和之; 三澤 丈治; 吉田 啓之

可視化情報学会誌, 30(Suppl.2), p.25 - 26, 2010/10

地震発生時の原子炉燃料集合体の健全性を正確に評価するためには、燃料棒被覆管等の構造材への地震の影響を明らかにすることが必要であり、このためには、地震による沸騰二相流挙動への影響を詳細に把握することが必要である。しかしながら、原子炉内沸騰二相流挙動を実験的に評価することは容易ではないため、解析的に評価できる手法の開発が期待されている。そこで、日本原子力研究開発機構では、地震時における原子炉燃料集合体内沸騰二相流挙動の高精度予測を実現するために、原子炉定常運転時の沸騰二相流解析で実績のあるACE-3Dコードの改良を行っている。本報では、改良したACE-3Dコードの地震時沸騰二相流解析への適用性を調べるために、原子炉燃料集合体を簡略模擬した体系で解析を行い、振動周期や振動方向が沸騰二相流挙動に及ぼす影響を可視化表示した結果をもとに報告する。

論文

Numerical simulation of boiling two-phase flow in a simulated subchannel of fuel assemblies excited by earthquake oscillation

三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2010/10

As a part of development of a thermal-structure coupling analysis method, we have performed evaluation of boiling two-phase flow in a nuclear reactor core under an earthquake condition by using three-dimensional two-fluid model code ACE-3D. The ACE-3D code was improved so that the boiling two-phase flow in a fuel assembly excited by earthquake acceleration can be calculated. The boiling two-phase flow behavior in 2$$times$$2 subchannels of the fuel assembly with the earthquake acceleration was analyzed numerically. The flow condition in the present analysis simulates the operating condition of current BWRs. The earthquake acceleration is simulated by the sine wave which oscillates in the horizontal and axial directions. As a result, it was confirmed that the time-averaged void fraction distribution in the horizontal direction under the earthquake condition is different from that under no oscillation case, and the region in 2$$times$$2 subchannels where the void fraction fluctuation is large moves from near wall to subchannel center. Finally, we could make sure that the improved ACE-3D code is able to predict the boiling two-phase flow characteristics in fuel assemblies excited by the earthquake acceleration.

論文

Numerical analysis on thermal-hydraulics of supercritical water flowing in a tight-lattice fuel bundle

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2010/10

冷却材に超臨界圧水を用いたスーパー高速炉の実現性を評価するため、スーパー高速炉の稠密燃料集合体を簡略模擬した19本稠密燃料バンドル内超臨界圧水の伝熱流動解析を行った。超臨界圧領域に拡張した三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを用い、定格運転条件と等しい質量速度,入口エンタルピーを解析条件として与えた。燃料集合体断面の局所出力分布は均一、軸方向には核計算より得られた中心付近で出力が最大となる出力分布を与えた。流路内にハニカム形状の構造物を配置し、グリッドスペーサの影響を考慮した。その結果、現行軽水炉と同様、燃料集合体周辺部と比較して中心部の温度が高くなり、最高被覆管表面温度(MCST)は、中心燃料棒上部のギャップ部に面する領域で生じた。その値は燃料棒健全性の判断基準である650$$^{circ}$$C以下を満足し、燃料集合体の実現性を確認することができた。スペーサを考慮することにより、燃料集合体内の温度分布の均一化や、それに伴う燃料棒表面温度の低下が明らかとなったが、本解析では、MCSTはスペーサがない場合と同様であった。スペーサの形状や配置の最適化により、MCSTをさらに下げることが可能と思われる。

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