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論文

Development and validation of the eutectic reaction model in JUPITER code

Chai, P.; 山下 晋; 吉田 啓之

Annals of Nuclear Energy, 145, p.107606_1 - 107606_13, 2020/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JUPITERコードの共晶反応モデルを改良し、一連の検証の研究が行われた。ジルカロイとステンレス鋼の間のバイナリ共晶反応も、BWRの制御棒ブレードとチャネルボックス間のマルチコンポーネントも、それぞれの分析解は以前の実験とよく一致している。偏差を完全になくすことはできなかったが、実験における反応性能は合理的に再現された。JUPITERコードは、シビアアクシデントにおける共晶反応の挙動を予測することが可能であると結論付けることができた。

論文

Locally mesh-refined lattice Boltzmann method for fuel debris air cooling analysis on GPU supercomputer

小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; 上澤 伸一郎; 山下 晋; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00531_1 - 19-00531_10, 2020/06

福島第一原子力発電所の廃炉の方法の一つとして、空気のみで冷却する乾式法が挙げられる。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、空冷性能のCFD評価手法としてJUPITERコードを開発している。しかしながら、JUPITERコードにおいて、複雑な原子炉内構造物を捉えた解析を実施するためには、非常の多くの計算資源が必要となる。このような問題に対して、本研究ではGPUスーパーコンピュータおよび適合格子細分化(AMR)法を適用した格子ボルツマン法に基づくCityLBMコードを開発している。CityLBMにて乾式法を模擬したJAEAの実験に対して検証計算を行なった結果、AMR格子の一様格子への収束性、および、実験値の再現を確認した。同じ解像度および同数の並列数にて計算速度の比較を行った結果、4台のGPU(NVIDIA Tesla V100)を用いたCityLBM法は、36台のCPU(Intel Xeon E5-2680v3)を用いたJUPITERの6.7倍の速度にて解析が可能であることが示された。

論文

Numerical simulation of two-phase flow in 4$$times$$4 simulated bundle

小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00583_1 - 19-00583_12, 2020/06

原子力機構では、過渡事象における詳細な炉内出力分布の予測を行うことにより燃料設計最適化や安全性向上を図ることを目的とし、3次元詳細核熱カップリングコードの開発に着手している。その中で、熱流動評価を行うコードの候補の一つとしてVOF法に基づいた詳細熱流動解析コードJUPITERを炉内二相流挙動解析のために適用することを検討している。本研究では、軽水炉燃料集合体を模した4$$times$$4バンドル体系において、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて二相流動の解析を実施し、既存に報告されているバンドル内気液二相流の可視化研究やボイド率計測結果をもとに、解析手法の妥当性の検討、および課題の抽出を行った。

論文

Development of numerical simulation method to evaluate detailed thermal-hydraulics around beam window in ADS

山下 晋; 菅原 隆徳; 吉田 啓之

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/12

ADSにおけるビーム窓周りのLBE(Lead-bismuth eutectic:鉛ビスマス)の詳細な流れ場を解析するためには、非定常かつ複雑な流れ場を解析できるシミュレーションコードが必要である。ビーム窓周りの詳細かつ大規模な流れ場を解析するために、原子力機構が独自に開発している3次元多相多成分詳細熱流動解析が可能で、最新のスーパーコンピュータを用いた超並列計算が可能なコードJUPITERを適用した。本論文では、JUPITERを用いてLBEのビーム窓周りの流れ場の傾向を把握するために、非定常解析を実施した。加えて、ビーム窓周りの流れ場解析を行う上での考慮すべきパラメータや課題の抽出を行った。

論文

Study on the two-phase flow in simulated LWR fuel bundle by CFD code

小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.666 - 677, 2019/08

機構論に基づいた限界熱流束(CHF)予測手法は、軽水炉燃料の最適設計や安全評価に必要である。CHFを予測するためにはバンドル内を流れる気泡の大きさや速度が必要となるが、既存の気泡運動に関する方程式を用いて、複雑な形状の燃料集合体内の気泡の大きさや速度を求めることは不可能である。そこで、本研究では、界面追跡法を用いた数値解析により、直接的に燃料集合体内の二相流データを得る。解析コードは原子力機構で開発しているJUPITERを用い、4$$times$$4バンドル体系において断熱条件で解析した。解析結果と既存の二相流研究データと比較することで解析コードの妥当性を検証し、CHF評価のための数値シミュレーション利用についてその可能性を確認した。

論文

Fuel debris' air cooling analysis using a lattice Boltzmann method

小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; 河村 拓馬; 上澤 伸一郎; 山下 晋; 吉田 啓之

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

福島第一原子力発電所の廃炉の方法の一つとして、乾式法が挙げられる。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、空冷性能のCFD評価手法としてJUPITERコードを開発している。しかしながら、JUPITERコードにおいて、複雑な原子炉内構造物を捉えた解析を実施するためには、非常の多くの計算資源と計算時間が必要となる。このような問題に対して、本研究ではGPUスーパーコンピュータに適した格子ボルツマン法に基づくCityLBMコードを開発している。CityLBMにてDry methodを模擬したJAEAの実験に対して検証計算を行なった結果、JUPITERコードと同様の結果が得られることが示された。また、同じ解像度および同数の並列数にて計算速度の比較を行った結果、GPUを用いたCityLBM法は、CPUを用いたJUPITERの1/6の計算時間にて解析が行えることが示された。以上の結果より、CityLBMは熱流動解析コードの有効な手法の一つであることが示された。

論文

Validation and verification for the melting and eutectic models in JUPITER code

Chai, P.; 山下 晋; 永江 勇二; 倉田 正輝

Proceedings of 9th Conference on Severe Accident Research (ERMSAR 2019) (Internet), 14 Pages, 2019/03

RPV内部の溶融材料の挙動を正確に理解し、SAコードの精度を向上させるために、JUPITERと呼ばれる多相,多物理モデルを備えた新しい計算流体力学(CFD)コードが開発された。それは多相計算のアルゴリズムを最適化した。その上、化学反応もコード内で注意深くモデル化されているので、融解プロセスを正確に扱うことができる。一連の検証と検証の研究が行われており、これらは分析解や以前の実験とよく一致している。JUPITERコードのマルチフィジックスモデルの機能は、関連するシビアアクシデントシナリオにおける溶融材料の挙動を調査するためのもう1つの便利なツールである。

論文

燃料デブリ分布と再臨界予測における多相多成分詳細流体解析手法と連続エネルギーモンテカルロコードとの連成解析

山下 晋; 多田 健一; 吉田 啓之; 須山 賢也

日本原子力学会和文論文誌, 17(3/4), p.99 - 105, 2018/12

原子力機構では、原子炉過酷事故時における炉内構造物の溶融とその移行挙動を機構論的に明らかにし、既存SA解析コードが持つ溶融移行挙動解析における不確かさの低減を図ることなどを目的として、数値流体力学的手法に基づく溶融物の炉内移行挙動、蓄積予測手法JUPITERの開発を行なっている。本報告では、デブリの移行などにより変化する組成分布に基づき再臨界の可能性を推定できる手法の構築を検討するため、JUPITERにより計算したシビアアクシデントを模擬して計算した溶融燃料などの移行・蓄積によるデブリの分布に基づき、連続エネルギーモンテカルロコードMVPによる核計算を実施した。これら結果から、得られた組成分布に対する臨界の可能性の検討を行い、JUPITERとMVPを連成させた解析により、詳細なデブリ分布予測に基づき再臨界可能性を評価することができる見通しを得た。

論文

Free convective heat transfer experiment to validate air-cooling performance analysis of fuel debris

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

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

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. We have been evaluating the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method by using JUPITER. Because JUPITER can calculate relocation of the corium, it is expected to calculate thermal-hydraulic simulation of the air cooling of the fuel debris in the dry method based on the calculated debris position, shapes and composition with the relocation analysis. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was performed to validate the calculation of the free convective heat transfer with JUPITER. In the experiment, the temperature distribution was measured with a thermocouple tree. In addition, the velocity distribution of free convection was visualized by a particle image velocimetry (PIV). In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the vertical direction in the quasi-steady state was fitted between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution calculated with JUPITER was also in good agreement with the experimental result. Therefore, it is expected that JUPITER is a helpful numerical method to evaluate the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method.

論文

Numerical simulation of thermal hydraulics around a beam window in accelerator-driven system

山下 晋; 吉田 啓之

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 5 Pages, 2018/11

加速器駆動未臨界システムのビーム窓周りの詳細な熱流動場を解析するために、多相多成分熱流動解析コードJUPITERを用いて非定常解析を実施した。その結果、流れ場は、従来の定常流を仮定した解析結果と比較して、ビーム窓周りの流れ場とノズル間の流れ場において非常に乱れた乱流場が形成されることを確認した。この乱れた流動場に応じて、ビーム窓における温度分布も同様に複雑な分布を示すことを確認した。したがって、複雑な流動場がビーム窓の温度分布に影響を与えることが確認でき、かつ流れ場が温度場に与える影響を評価しなければならないことが示唆された。

論文

Communication avoiding multigrid preconditioned conjugate gradient method for extreme scale multiphase CFD simulations

井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; 山下 晋; 小野寺 直幸; 山田 進; 今村 俊幸*

Proceedings of 9th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Systems (ScalA 2018) (Internet), p.17 - 24, 2018/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

多相流体CFDコードJUPITERの圧力ポアソン方程式に省通信マルチグリッド前処理付共役勾配(CAMGCG)法を適用し、省通信クリロフ部分空間法と計算性能と収束特性を比較した。JUPITERコードにおいてCAMGCGソルバ問題サイズによらずロバーストな収束特性を有し、通信削減と収束特性向上を両立することから、通信削減のみを実現する省通信クリロフ部分空間法に対する優位性が高い。CAMGCGソルバを$$sim 900$$億自由度の大規模多相流体CFDシミュレーションに適用して反復回数を前処理付CG法の$$sim 1/800$$に削減し、Oakforest-PACSにおける8,000ノードまでの良好な強スケーリングとCG法の$$sim 11.6$$倍の性能向上を達成した。

論文

Development of numerical simulation method to evaluate molten material behaviors in nuclear reactors

山下 晋; 吉田 啓之

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/10

過酷事故時の炉内の溶融物の移行進展挙動を機構論的に把握するために、原子力機構ではJUPITERと呼ばれる3次元多相多成分熱流動シミュレーションコードを開発している。本報告では、ペデスタル内部の燃料デブリの堆積状況の推定に対するJUPITERの適用性を確認するために、ペデスタル内部へのコリウムの広がり・堆積挙動予備シミュレーションを行った。解析パラメータとして、コリウムの流入境界条件を、鉛直下方と斜め横方向の2通り設定し、それぞれにおいて燃料デブリの体積形状に大きな違いが生じることを確認した。また、燃料デブリの構成成分(UO$$_{2}$$, SUS, Zry, B$$_{4}$$C)は複雑に分布することを確認した。従来手法に比べて、機構論的かつ現実的な燃料デブリ分布を予測することができる見通しを得ることができた。

論文

Validation of free-convective heat transfer analysis with JUPITER to evaluate air-cooling performance of fuel debris in dry method

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00115_1 - 18-00115_13, 2018/08

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have evaluated the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method by using JUPITER. Because the JUPITER can simulate melt relocation behavior of a reactor core, we can estimate air cooling performance for debris in consideration of the distribution and the structure of debris. In this paper, the validation of the free-convective heat transfer analysis of JUPITER were performed to evaluate the air-cooling performance of fuel debris in the dry method by using JUPITER. As the preliminary analysis, JUPITER was compared with OpenFOAM for simple configurations. The comparison proved that JUPITER can calculate the vertical temperature distribution as well as OpenFOAM on the condition of the lower heating amount. In the validation, JUPITER was compared with the heat transfer experiments of free convection in air adjacent to an upward-facing horizontal heating surface. The comparison proved that JUPITER was in good agreement with the experiment on the condition of the lower heating-surface temperature. The result indicated that JUPITER is a helpful numerical method to evaluate the free-convective heat transfer of the fuel debris in the dry method.

論文

Development of numerical simulation method to evaluate molten material behaviors in nuclear reactors; Estimation of fuel debris distribution in the pedestal

山下 晋; 吉田 啓之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07

As for the fuel debris retrieval, precise estimation distribution and characteristic of fuel debris inside the pedestal is quite important. To estimate distribution of fuel debris, since experiments cannot provide sufficient information, numerical simulation will be useful tool. There are some numerical codes for calculating conditions inside a reactor at severe accidents, however, those codes include assumptions and/or scenario related to melt relocation, and cannot simulate relocation process directly. In order to simulate the relocation and corium spreading behavior in PCVs without assumptions and inputted information, a numerical simulation code that can phenomenologically evaluate the melting phenomena is required. Therefore, a phenomenologically-based numerical simulation code for predicting the melting core behavior, including solidification and relocation based on the computational fluid dynamics, JUPITER, has been developed in JAEA. In this paper, we confirm the applicability of JUPITER to the corium spreading process inside a pedestal by simulating corium spreading behaviors and its distributions. As a result, we confirmed that JUPITER has potential to estimate the debris distribution inside the pedestal region.

論文

原子炉過酷事故時における炉内溶融物移行挙動の大規模数値シミュレーション

山下 晋; 伊奈 拓也*; 井戸村 泰宏; 吉田 啓之

第31回数値流体力学シンポジウム講演論文集(DVD-ROM), 7 Pages, 2017/12

原子力機構では、過酷事故時の炉内溶融物移行挙動進展を現象論的に評価するために、数値流体力学的手法に基づく3次元多相多成分熱流動解析手法(JUPITER)の開発を行っている。原子炉過酷事故では、燃料棒1本スケール(数cm)から圧力容器スケール(十数メートル)まで非常に広範囲に渡るマルチスケール・マルチフィジクス現象を含むため、溶融物の移行挙動の詳細な予測のためには、高性能な大規模計算が必要不可欠となる。このような問題を解決するため、大規模並列計算に適した計算スキームの適用だけでなく、計算負荷の多くを占める圧力Poissonソルバーに対する反復解法を超並列計算に適したソルバーを適用した。これら手法を用いて、原子炉過酷事故時の炉内状況予測に向けた溶融物移行挙動解析手法の有効性評価と大規模計算への対応のため、実験解析及び予備解析を実施し、妥当性並びに大規模計算における良好な並列性能を有することを確認した。

論文

A Numerical simulation method for molten material behavior in nuclear reactors

山下 晋; 伊奈 拓也; 井戸村 泰宏; 吉田 啓之

Nuclear Engineering and Design, 322, p.301 - 312, 2017/10

 被引用回数:12 パーセンタイル:6.52(Nuclear Science & Technology)

過酷事故時の沸騰水型原子炉における溶融物の詳細な挙動について大きな注目を集めている。この挙動を明らかにするために、原子力機構では3次元多相多成分熱流動解析コードJUPITERを開発している。本論文では、JUPITERの妥当性を確認するために計算手法の基礎的妥当性検証及び実験結果との比較を実施し、良好な一致を得ることができた。加えて新たに開発したハイブリッド並列Poissonソルバーを導入することによって劇的に性能が向上した。そして、スーパーコンピュータ「京」において20万コアまでのストロングスケーリングを達成した。これらJUPITERの物理的、計算機的能力は、過酷事故時の各種溶融現象の評価を可能にするものと言える。

論文

Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer performance of air around fuel debris, 1; Effect of the debris shape

山下 晋; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07

The fuel debris retrieval method without cooling water is proposed as one candidate for decommissioning of the Fukushima Daiichi NPS, since it can reduce the contaminated water. However, there are unknown information and uncertainties to evaluate the temperature distribution in and around the fuel debris. The temperature distribution is affected by the air-cooling performance, therefore, to solve these issues, we have been developing the analysis method to evaluate the air-cooling performance around accumulated debris in the pedestal. A numerical simulation code JUPITER, which is based on a CFD technique and can treat a multi-phase, multi-component thermal-hydraulics, is applied as the basis of the developed method. In this paper, preliminary numerical simulations to evaluate the effects of debris shapes and heat source conditions on free convection were performed. In these simulations, thermal hydraulic behaviors in simplified pedestal region were calculated by developed method. As a result, it was confirmed that the flow pattern of the free convection in the pedestal clearly differed with debris shapes and the temperature distributions were strongly correlated with the velocity fluctuation around the debris surface.

論文

Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer performance of air around fuel debris, 2; Validation of JUPITER for free convection heat transfer

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on an original numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Since the JUPITER can simulate melt relocation behavior of a reactor core, we can estimate air cooling performance for debris in consideration of the distribution and the structure of debris. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to validate the calculation of the turbulent free convection by the JUPITER. The experimental apparatus is composed of a closed test vessel and an upward-facing horizontal heat transfer surface at the bottom of the test vessel. In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the height direction on the steady condition was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution for the height direction near the side wall also was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. Therefore, we confirmed that the turbulent free convection calculated by the JUPITER is a qualitatively valid data.

論文

Development of numerical simulation method for melt relocation behavior in nuclear reactors; Validation and applicability for actual core structures

山下 晋; 徳島 二之*; 倉田 正輝; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00567_1 - 16-00567_13, 2017/06

過酷事故時の炉心溶融物の移行挙動を詳細に評価するために、数値流体力学的手法に基づく3次元多相多成分熱流動解析手法JUPITERを開発している。BWRの制御棒、燃料支持金具、燃料集合体といった複雑構造物やその溶融移行挙動を表現するために精度、効率、安定性及び堅牢性に優れた数値計算手法を適用した。本論文では、実機炉内構造物へのJUPITERの適用性と妥当性を評価するために、実機炉内構成材中の溶融移行予備解析を実施すると共に、基礎的な問題と、複雑な実験解析によりJUPITERの妥当性を検証した。その結果、予備解析では多成分での溶融移行挙動と凝固挙動を安定的評価できることを確認した。また、検証解析では、実験結果と良好な一致を示した。これらの結果から、JUPITERは、RPV内における溶融物移行挙動評価手法としてポテンシャルを有していることが明らかになった。

論文

Development of a numerical simulation method to evaluate molten material behavior in nuclear reactors

山下 晋; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

原子力機構では、過酷事故時の炉内溶融物移行挙動進展を現象論的に評価するために、数値流体力学的手法に基づく3次元多相多成分熱流動解析手法(JUPITER)の開発を行っている。本報では、過酷事故時の炉心溶融移行挙動予備解析として、3次元CADデータにより再現した詳細燃料集合体モデルによる溶融移行挙動予備解析、RPV底部から流出するコリウムのペデスタル底部での広がり解析並びに、ペデスタル底部の模擬デブリ周囲の自然対流冷却評価予備解析を実施した。炉心溶融移行挙動予備解析では、複雑構造物内での溶融物の移行挙動解析へ向けたフレームワークを構築することができた。コリウムのペデスタル底部での広がり解析では、ペデスタル底部での溶融物の冷却に伴う高粘性流体を安定して解析できることと、凝固を伴いながら進展する様子を評価できる見通しを得た。模擬デブリの空冷評価解析手法では、平板形状デブリと半球形状デブリによる周囲雰囲気温度への影響評価解析を行い、平板状デブリよりも半球状デブリの方が除熱効果が高いことが分かった。以上より、JUPITERの目標である炉心溶融挙動から圧力容器下部またはペデスタルへの溶融物移行挙動一貫解析を実現できる見通しを得た。

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