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論文

Development of numerical simulation method for small particles behavior in two-phase flow by combining interface and Lagrangian particle tracking methods

吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 宮原 直哉; 小瀬 裕男*

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

The radioactive aerosol removal equipment is used as one of the safety systems of nuclear reactors. In this equipment, micro particles of aerosol remove through gas-liquid interfaces of two-phase flow. The mechanism related to the removal of micro particles through the gas-liquid interface is not clear, a numerical evaluation method of performance of aerosol removal equipment is not realized. Then, we have started to construct a numerical simulation method to simulate removal of micro particles through gas-liquid interfaces. In this simulation method, detailed two-phase flow simulation code TPFIT is used as the basis of this method. TPFIT adopts an advanced interface tracking method and can simulate interface movement and deformation directly. In addition, to simulate the movement of particles, the Lagrangian particle tracking method is incorporated. By combining the interface tracking method and the Lagrangian particle tracking method, the interaction between interfaces and micro particles can be simulated in detail. To solve the Lagrangian equations of particles, fluid properties and fluid velocity surrounding aerosol particles are evaluated by considering the relative position of particles and gas-liquid interface, to simulate particle movement near the interface. In this paper, outline and preliminary results of this simulation method are shown.

論文

界面追跡法に基づく界面でのエアロゾル粒子捕集挙動解析手法の開発

吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 宮原 直哉; 小瀬 裕男*

第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06

原子力発電所の過酷事故対策では、エアロゾル中の放射性微粒子の、気液界面を介する捕集が考えられている。このような微粒子の捕集は、ベンチュリスクラバなどで工業的に実用化されているが、その捕集メカニズムは十分には解明されておらず、事故時の多様な状況での評価は十分とは言い難い。そこで原子力機構では、気液界面での微粒子捕集挙動の解明のための研究を開始した。本報では、界面追跡法に基づく二相流解析コードTPFITに粒子追跡機能を組み込むことで開発中の解析手法の概要及び予備解析の結果を報告する。

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

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 investigation of cross flow phenomena in a tight-lattice rod bundle using advanced interface tracking method

Zhang, W.; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 大貫 晃; 秋本 肇; 堀田 亮年*; 藤村 研*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.456 - 466, 2008/00

In relation to the design of an innovative FLexible-fuel-cycle Water Reactor (FLWR), investigation of thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles of the FLWR is being carried out at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The FLWR core adopts a tight triangular lattice arrangement with about 1 mm gap clearance between adjacent fuel rods. In view of importance of accurate prediction of cross flow between subchannels in the evaluation of the boiling transition (BT) in the FLWR core, this study presents a statistical evaluation of numerical simulation results obtained by a detailed two-phase flow simulation code, TPFIT, which employs an advanced interface tracking method. In order to clarify mechanisms of cross flow in such tight lattice rod bundles, the TPFIT is applied to simulate water-steam two-phase flow in two modeled subchannels. Attention is focused on instantaneous fluctuation characteristics of cross flow. With the calculation of correlation coefficients between differential pressure and gas/liquid mixing coefficients, time scales of cross flow are evaluated, and effects of mixing section length, flow pattern and gap spacing on correlation coefficients are investigated. Differences in mechanism between gas and liquid cross flows are pointed out.

論文

Large-scale simulations on thermal-hydraulics in fuel bundles of advanced nuclear reactors

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 叶野 琢磨; Merzari, E.*; 二ノ方 壽*

Annual Report of the Earth Simulator Center April 2006 - March 2007, p.223 - 228, 2007/09

原子炉内熱流動挙動の詳細を大規模シミュレーションによって明らかにする研究を行っている。従来の熱設計手法ではサブチャンネル解析コードに代表されるように実験データに基づく構成式や経験式を必要とするが、新型炉開発では熱流動データベースが十分ではないため、従来手法による熱設計では高精度の予測は困難である。そこで、シミュレーションを主体とした先進的な熱設計手法を構築し、従来手法と組合せることによって効率的な新型炉開発の実現を目指している。このため、地球シミュレータを利用して次の研究を行っている。1つは将来型軽水炉の燃料集合体内二相流挙動を大規模シミュレーションによって計算機上に再現する研究であり、日本原子力研究開発機構が担当している。もう1つは、高速炉を対象にした複雑流路内乱流挙動を大規模シミュレーションによって解明する研究であり、これは東京工業大学が担当する。本報では、日本原子力研究開発機構による稠密燃料集合体内水-蒸気二相流挙動の詳細予測結果と東京工業大学による大規模乱流シミュレーションの結果について報告する。

論文

統計解析手法による稠密炉心内流体混合特性の評価

Zhang, W.; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 大貫 晃; 秋本 肇

日本機械学会2007年度年次大会講演論文集, Vol.3, p.145 - 146, 2007/09

稠密炉心サブチャンネル間のクロスフローの機構を明らかにし、適用範囲が広く高精度なクロスフロー現象に対する構成方程式を開発することを目的として、界面追跡法を用いた二相流詳細解析コードTPFITによる統計解析手法を開発し、同手法により稠密炉心サブチャンネル間のクロスフロー機構を明らかにした。統計解析においては、サブチャンネル間の差圧,気相混合係数と液相混合係数間の相関関数を求めるとともに、サブチャンネル間流体混合現象を支配する時間スケールを評価した。また、相関関数に与える、混合部の入口,出口,サンプリング時間及び燃料棒ギャップ幅の影響を検討した。その結果、液相混合の時間遅れは気相より小さく、その値は1-2msの範囲であることがわかった。差圧と液相の混合係数の間に強い相関があり、局所・瞬時の差圧による流体の移動が、液相混合の主なメカニズムであることが推測された。さらに、差圧と気・液相混合係数間の局所的な相関関数は、燃料ギャップ幅の影響を受けないことが判明した。

論文

統計解析手法による稠密炉心内流体混合現象の解明

Zhang, W.; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 大貫 晃; 秋本 肇; 堀田 亮年*; 藤村 研*

第12回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.85 - 88, 2007/06

二相流詳細解析コードTPFITによるサブチャンネル間流体混合の解析結果について、サブチャンネル間の差圧,気相混合係数と液相混合係数についての相関関数を用いた統計解析を行い、サブチャンネル間流体混合現象を支配する時間スケールを評価した。また、相関関数に与える、サンプリングデータ数と時間間隔,二相流の流動様式,燃料棒ギャップ幅及び混合部の入口と出口などの影響を検討した。さらに、流体混合の局所的特性と流れに伴う全体的変動特性を評価した。主な結果は以下の通り。(1)差圧と気相,液相の混合係数の間には強い相関があり、差圧による混合がサブチャンネル間の混合の主なメカニズムである。(2)サブチャンネル間に生じた圧力差により液相が先に移動し、この移動による流量の増加を補うため気相が移動することがわかった。したがって、気相の移動には、ある程度の時間と流れ方向の距離が必要であり、また、一度の混合で移動する気相と液相の体積は、必ずしも一致しない。(3)液相の混合は、局所的かつ瞬時的に発生するが、気相の混合には時間遅れがあり、これが流れの軸方向速度により下流に伝播することで、空間遅れが生じている。この研究に基づき、流体混合のモデル化には、時間遅れあるいは空間遅れを考慮に入れる必要があると予想される。また、流体混合に与える、燃料棒ギャップ幅,混合部長さなどのパラメータの影響を評価するために、さらなる数値シミュレーションが必要である。

論文

Numerical investigation of cross flow phenomena in a tight-lattice rod bundle using advanced interface tracking method

Zhang, W.; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 大貫 晃; 秋本 肇; 堀田 亮年*; 藤村 研*

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

原子力機構において開発された二相流詳細解析コードTPFITによるサブチャンネル間流体混合の解析結果について、二相流の変動特性に着目し、サブチャンネル間の差圧,気相混合係数と液相混合係数についての相関関数を用いた統計解析を行い、サブチャンネル間流体混合現象を支配する時間スケールを評価した。また、相関関数に与える、サンプリングデータ数と時間間隔,二相流の流動様式,燃料棒ギャップ幅及び混合部の入口と出口などの影響を検討した。さらに、流体混合の局所的特性と流れに伴う全体的変動特性を評価した。

論文

A Large-scale simulation on water-vapor bubbly flow dynamics in fuel bundles of advanced nuclear reactors

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 叶野 琢磨; 秋本 肇

Annual Report of the Earth Simulator Center April 2005 - March 2006, p.261 - 265, 2007/01

本報には、2005年4月から2006年3月にかけて実施した革新的水冷却炉の燃料集合体内二相流挙動に関する大規模シミュレーションの成果を示す。革新的水冷却の炉心には、直径13mm程の燃料棒が1mm程度の燃料棒間ギャップ幅で三角ピッチ状に稠密に配置される。このような稠密燃料集合体1カラムを対象にして3次元二相流シミュレーションを行い、次のような水と蒸気の分布挙動を明らかにした。(1)燃料棒表面が薄い液膜で覆われることや隣り合う燃料棒の間隔が最も狭い領域で液膜の架橋現象が起こる。(2)水平断面の燃料棒間隔が広い領域では狭隘部分に比べて局所的に流動抵抗が低いため水に比べて蒸気の方が流れやすい。(3)気泡の運動は流れ方向に対する移動が支配的であり、クロスフローのような水平断面方向への移動は小さい傾向にある。

論文

Direct numerical simulation on turbulent channel flow under a uniform magnetic field for large-scale structures at high Reynolds number

佐竹 信一*; 功刀 資彰*; 高瀬 和之; 小瀬 裕男*

Physics of Fluids, 18(12), p.125106_1 - 125106_8, 2006/12

 被引用回数:29 パーセンタイル:26.78(Mechanics)

高速増殖炉,核融合炉,加速器駆動炉などでは液体金属による冷却が考えられている。なかでも核融合炉では、高温プラズマを閉じ込めるために発生させる磁場の影響によって、液体金属の流動特性が非磁場条件とは異なることが報告されている。冷却性能に関して高い予測精度を得るためには、冷却材流路を流れる液体金属の速度分布や温度分布を正確に把握しなければならないが、高磁場中での高レイノルズ数液体金属流の熱流動特性を詳細に計測することは容易ではない。そこで、熱設計ツールの検証用データベース構築を目的として、ローレンツ力による磁場効果を考慮した大規模乱流直接解析を実施した。スペクトル法の改良,差分スキームの高次化等を行って、10万以上のレイノルズ数領域に対しても高精度で安定な高並列計算を可能にした。また、計算結果のポスト処理には並列版AVSを使用し、従来よりも大量のデータを効率的に可視化表示できることを実証した。本研究によって高磁場中における高レイノルズ数液体金属流挙動が定量化され、熱設計精度を向上できた。

論文

A Large-scale simulation on two-phase flow characteristics around duel rods in a tight-lattice core

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Proceedings of 2006 ASME International Mechanical Engineering Congress & Exposition (IMECE 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/11

革新的水冷却炉の稠密炉心内の水-蒸気二相流構造を解明するために、稠密燃料集合体をフルサイズで模擬した体系で大規模二相流シミュレーションを行った。解析には、気液界面挙動を高精度で予測できる界面追跡法をベースにした二相流直接解析コードTPFITを使用した。大規模3次元計算には地球シミュレータやAltix3700Bx2などの超高性能スーパーコンピュータを利用した。今回の結果から、燃料棒間狭隘部や軸方向スペーサ部周りの流速,圧力,ボイド率等の3次元分布が定量的に明らかになり、稠密炉心の二相流構造に関して有益な知見が得られた。今回の結果をより大規模に拡張することによって、シミュレーションを主体とした炉心熱設計手法を確立できる見通しが得られた。

論文

Direct numerical simulation of gas entrainment from free-surface

功刀 資彰*; 河原 全作*; 小瀬 裕男*; 伊藤 啓; 堺 公明

Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.385 - 390, 2006/11

従来の設計と比較して、コンパクト化・高冷却材流速化したFBRを設計するために、原子炉内の冷却材自由液面において生じ、ホットレグ配管を通じて熱交換器に気泡を導く可能性のあるカバーガスの巻込みについて、その発生基準を明確化する必要がある。ガス巻込みを生じる流動形態として、くぼみ渦,潜り込み及び液面の乱れ、の3つが存在すると考えられている。本研究では、くぼみ渦によるガス巻込み現象を評価するため、MARS法(Multi-interfaces Advection and Reconstruction Solver)を用いて、非定常渦流れによるガス巻込み実験を対象とした直接数値解析を実施した。本論文では、くぼみ渦によるガス巻込み現象発生の予測に対する直接数値解析手法の適用性が述べられる。

論文

炉心内複雑二相流挙動に関する数値解析

高瀬 和之; 吉田 啓之; 玉井 秀定; 小瀬 裕男*; 青木 尊之*; Xu, Z.*

日本機械学会2006年度年次大会講演論文集, Vol.2, p.39 - 40, 2006/09

次世代型軽水炉の燃料集合体を対象にして、開発中であるシミュレーションを主体とした炉心熱設計手法を使って複雑な二相流挙動の予測評価を行った。使用したコードは著者らが開発している界面追跡法を改良したTPFITと商用コードとして世界的に有名であるFLUENTである。TPFITは気液二相流現象の高精度予測が可能であり、FLUENTは非構造格子による複雑流路形状の解析が可能である。本研究によって、燃料棒表面を流れる液膜の挙動,燃料チャンネルを流れる気泡の挙動,スペーサ領域で飛散する液滴の挙動などの詳細を定量的に把握することが可能になり、熱設計精度向上に関しての見通しが得られた。

論文

稠密炉心内3次元気泡流構造に関する大規模シミュレーション

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 叶野 琢磨; 青木 尊之*

日本機械学会関東支部第12期総合講演会講演論文集, p.229 - 230, 2006/03

革新的水冷却炉の炉心では、燃料棒は1mm程度の間隔で三角格子状に稠密に配置され、その間隙を冷却材である水が流れる。水は燃料棒の加熱によって沸騰し、蒸気と水の気液二相流となる。したがって、炉心熱設計を行う場合、相変化を含む気液二相流の挙動を正確に把握する必要がある。本報では、稠密体系に配置された燃料棒まわりに形成される大量の気泡が合体,分裂を繰り返しながら下流へと移行する挙動を数値的に調べた。その結果、微小気泡は時間とともに合体を繰り返しながら大きな気泡に成長するが、稠密流路の体系では気泡は燃料棒間隔の最も狭い領域よりもそれに隣り合う流路面積の広い領域を流れやすい傾向にあることがわかり、シミュレーションによる炉心熱設計手法開発についての見通しを高くできた。

論文

Large-scale direct simulation of two-phase flow structure around a spacer in a tight-lattice nuclear fuel bundle

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Computational Fluid Dynamics 2004, p.649 - 654, 2006/00

日本原子力研究開発機構が研究を進めている革新的水冷却炉は減速材の割合を減らして中性子の減速を抑制することで高い転換比が期待できる原子炉であり、炉心には直径13mm程の燃料棒が1mm程度の燃料棒間ギャップ幅で三角ピッチ状に稠密に配置される。このような狭隘流路内の二相流挙動を高温高圧の原子炉条件下で詳細に計測することは困難であることから、著者らは実験データを必要としないシミュレーションだけによる評価法の開発を行っている。本論文では、革新的水冷却炉の炉心燃料集合体1カラム内二相流を対象にして、超高性能計算機による大規模シミュレーションの結果を示す。本研究によって、燃料集合体内の狭隘流路に設置されるスペーサまわりの気相と液相の挙動や燃料棒外表面を薄膜状に流れる液膜挙動などが定量的に明らかになるとともに、シミュレーションを主体とした炉心熱設計手法の実現に対して高い見通しが得られた。

論文

A Large-scale numerical simulation of bubbly and liquid film flows in narrow fuel channels

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Proceedings of 2005 ASME International Mechanical Engineering Congress and Exposition (CD-ROM), 8 Pages, 2005/11

サブチャンネル解析コードに代表される従来の炉心熱設計手法に、スパコン性能の極限を追求したシミュレーションを主体とする先進的な熱設計手法を組合せることによって、効率的な革新的水冷却炉開発の可能性について研究している。今回は、隣り合う燃料棒の間隔が1.0mmと1.3mmの2種類の稠密炉心を対象にして大規模な二相流シミュレーションを行い、燃料棒まわりに形成される複雑な水と蒸気の3次元分布の詳細予測に成功した。一連の成果を基に、より高性能な稠密炉心の仕様緒元をシミュレーションによって探索できる高い見通しが得られた。

論文

Predicted three-dimensional bubbly and liquid film flow behavior in narrow fuel channels

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 秋本 肇; 佐竹 信一*

Proceedings of International Conference on Jets, Wakes and Separated Flows (ICJWSF 2005), p.137 - 144, 2005/11

著者らは水や蒸気からなる二相流現象を実験式や構成式を極力用いないで予測する新しい二相流解析手法の開発を行っている。本手法では従来手法よりも大量の計算格子数が必要である。そこで、著者らは地球シミュレータ等のスーパーコンピュータを用いた効率的な大規模シミュレーション法開発や大規模解析データの可視化表示法開発も併せて行っている。本報では、開発中の二相流解析手法を使って予測した将来型水冷却炉の燃料集合体内を流れる気泡流及び液膜流挙動の結果を示す。燃料棒が稠密に配置された将来型炉の燃料集合体において、狭隘な燃料棒間における大規模な気泡の合体・分裂に関する挙動がはじめて詳細に明らかになった。また、スペ-サまわりの液膜挙動の詳細も明らかになり、数値計算によるスペ-サ形状の最適設計実現に対して高い可能性が得られた。

論文

狭隘流路内スペーサまわりの加熱液膜流挙動に関する数値的可視化

久米 悦雄; 北村 竜明*; 高瀬 和之; 小瀬 裕男*

可視化情報学会誌, 25(Suppl.2), p.369 - 370, 2005/10

革新的水冷却炉の燃料集合体では、燃料棒まわりを流れる冷却材の領域が半径方向及び流れ方向に一定間隔を保つように複数のスペーサが設置されている。従来の研究から、スペーサ等の障害物の後流には乱れが発生することがわかっている。また、気液二相液膜流では、気相と液相の相対速度に依存して気液界面に発生するせん断力によって液膜中に大きな乱れが形成され、その結果、界面形状が不安定になることが理論的,実験的に明らかになっている。このような突起による乱れと界面不安定現象を原子炉熱設計に反映するためには、加熱液膜流挙動を正確に把握する必要がある。そこで、本研究では、革新的水冷却炉で想定されるスペーサ付き狭隘流路を簡略モデル化した体系で3次元解析を行い、加熱面上に形成される流体温度や流速などの予測結果から、加熱液膜流に及ぼす突起の効果や界面せん断力の影響を定量的に明らかにした。

論文

微小流路内大規模気泡流構造に関する数値予測

高瀬 和之; 吉田 啓之; 秋本 肇; 小瀬 裕男*; 青木 尊之*

日本機械学会2005年度年次大会講演論文集, Vol.7, p.17 - 18, 2005/09

原子炉燃料集合体内のサブチャンネル間を大量の気泡が合体,分裂を繰り返しながら下流へと移行する挙動を調べた。サブチャンネルの代表長さは2mm程度であり、このサイズで大規模な気泡流の挙動を実験的に把握することは容易ではないため、数値解析を行った。大規模気泡流に関する一連の解析結果をもとに、狭隘流路を流れる気泡の合体分裂メカニズムについて有益な知見が得られた。

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