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論文

AMR法を適用した非定常ガス巻込み渦解析手法の高度化検討

松下 健太郎; 藤崎 竜也*; 江連 俊樹; 田中 正暁; 内田 真緒*; 堺 公明*

計算工学講演会論文集(CD-ROM), 26, 6 Pages, 2021/05

ナトリウム冷却高速炉の冷却材自由液面部におけるガス巻込み渦について、数値解析によりガス巻込み量を評価する手法を開発している。本研究では、計算負荷を抑制し、かつ渦形状の予測精度を確保した解析メッシュの自動作成手法を調査し、その手法としてadaptive mesh refinement(AMR法)を非定常後流渦の体系を対象にすることによって検討した。メッシュ詳細化の基準として渦度、速度勾配テンソルの第二不変量(Q値)および速度勾配テンソルの固有方程式の判別式について検討し、Q値によるAMR法の適用がもっとも効率よく解析メッシュを詳細化できる見通しを得た。

論文

Preliminary analysis of sodium experimental apparatus PLANDTL-2 for development of evaluation method for thermal-hydraulics in reactor vessel of sodium fast reactor under decay heat removal system operation condition

小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00546_1 - 19-00546_11, 2020/06

ナトリウム冷却式高速炉において、作動時にポンプ等の電源を必要としない受動的な完全自然循環方式の崩壊熱除去系の採用が有力な手法として検討されている。この崩壊熱除去系が通常運転時のみならず事故時において作動した際の炉内および炉心部の熱流動挙動を把握し、冷却性を評価する必要がある。本論文では、そのような複雑な熱流動現象が起こる場合において、炉心内および浸漬型冷却器(DHX)の解析モデルを適切に設定するためにナトリウム試験装置PLANDTL-2を対象に数値シミュレーションを行った。解析結果より、PLANDTL-2における注目すべき熱流動現象について抽出し、モデルの妥当性などを検討した。

論文

Experiments on gas entrainment phenomena due to free surface vortex induced by flow passing beside stagnation region

江連 俊樹; 伊藤 啓; 田中 正暁; 大島 宏之; 亀山 祐理*

Nuclear Engineering and Design, 350, p.90 - 97, 2019/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:58.77(Nuclear Science & Technology)

本論文では、よどみ領域周辺のせん断流により発生する自由表面渦型のガス巻込みに関する実験結果を報告する。実験では、水平方向流速および吸込み速度を数条件変化させ、液面のくぼみ形状と渦周囲の速度分布の関係を、可視化と粒子画像流速測定法により同時に把握し、液面直下と液面と吸込みノズル中間断面の速度分布から循環と鉛直速度勾配を評価した。ガス巻込みの評価手法開発の基礎的なデータとして、循環、鉛直速度勾配、およびガスコア長それぞれの時間発達の関係を定量的に取得した。その上で、渦モデルに基づくガス巻込み評価が有効であることを確認した。

論文

Study on multi-dimensional core cooling behavior of sodium-cooled fast reactors under DRACS operating conditions

江連 俊樹; 小野島 貴光; 田中 正暁; 小林 順; 栗原 成計; 亀山 祐理*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.3355 - 3363, 2019/08

ナトリウム冷却炉の安全性強化の一環として、模擬炉心部として電気ヒータによる加熱チャンネル30体と非加熱チャンネル25体を有するPLANDTL2試験装置を用い、崩壊熱除去システム作動時を対象とする定常ナトリウム試験を実施した。本研究では、崩壊熱除去システムとして、上部プレナム内に設置した浸漬型直接熱交換器(DHX)を有する直接反応器補助冷却システム(DRACS)を用いた。本報では、主循環系統内を流動させずにDRACSを作動させた条件下で実施した予備試験結果について、DHX運転下における炉心プレナム間の相互作用および燃料集合体外側からの炉心冷却挙動を含めて報告する。

論文

Study on evaluation method for entrained gas flow rate by free surface vortex

伊藤 啓*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*; 江連 俊樹; 松下 健太郎; 田中 正暁; 今井 康友*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.6632 - 6642, 2019/08

本論文では、自由表面渦によるガス巻込み流量を評価するための力学モデルを提案する。本モデルは、ガスコアの非定常伸長に関する理論式とガスコアからの気泡離脱に係る臨界ガスコア長の実験式を含む。ガス巻込み流量は、単位時間当たりの臨界ガスコア長を超えた伸長分として、前述の2式に基づいて計算される。このモデルを単純な水試験体系に適用し、ガス巻込み流量を計算した結果、自由表面渦の強さを決定する作動流体(水)の流量がある閾値を超えると、ガス巻込み流量が急激に増加することを確認した。

論文

気液界面における不活性ガスの巻込みを考慮した液体金属中低濃度気泡流解析手法の研究

松下 健太郎; 伊藤 啓*; 江連 俊樹; 田中 正暁

第24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, 2019/06

ナトリウム冷却高速炉の設計検討において、日本原子力研究開発機構では一次系統内の不活性ガス挙動評価コードSYRENAの開発・検証を行っている。本研究では、仮想的なタンク型炉を対象として、気液界面における不活性ガスの巻込みが一次系統内のガス挙動に与える影響を解析的に調べた。特に、一次冷却系統への気泡巻込みを抑制するために開口部を有する水平版(ディッププレート)を炉内自由界面下に設置した場合における気泡挙動への影響について調べた。その結果、ディッププレートは非凝縮性ガスの挙動に大きな影響を持ち、自由液面におけるガス巻込み量と開口部面積の関係によって一次系統内の不活性ガス量が複雑に変化することを明らかにした。

論文

Preliminary analysis of sodium experimental apparatus PLANDTL-2 for development of evaluation method for thermal hydraulics in reactor vessel of sodium fast reactor under decay heat removal system operation condition

小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

ポンプなどの動力に頼らない自然循環方式崩壊熱除去システムは、ナトリウム冷却高速炉の安全性向上に効果的であると認識されている。本論文では、浸漬型冷却器(DHX)やラッパー管のギャップも含めた炉心内の熱流動挙動を評価できる数値解析手法を確立するために、DHXと炉上部プレナムを模したPLANDTL-2におけるナトリウム試験の予備解析を行い、解析モデルの妥当性について述べた。

論文

Parametric analysis of bubble and dissolved gas behavior in primary coolant system of sodium-cooled fast reactors

松下 健太郎; 伊藤 啓*; 江連 俊樹; 田中 正暁

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

ナトリウム冷却高速炉(SFR)では、炉心反応度擾乱等を防止する観点から一次冷却系統内に存在する非凝縮性ガスの量を制御することが重要であり、そのための数値計算コードSYRENAを開発している。本研究では、仮想的なタンク型炉を対象にフローネットワークモデルを構築して気泡・溶存ガス挙動の解析を行い、ループ型炉の解析結果との比較を行った。また、タンク型炉にディッププレート(D/P)を導入した場合を仮定し、D/Pを通るナトリウム交換流量および自由液面での気泡巻込み量をパラメーターとした解析を行ってタンク型炉の気泡挙動に対するD/Pの影響を調査した。その結果、D/Pを通過する交換流量の増加が必ずしも一次冷却系統内の気泡量の減少に働くとは限らないことが示された。

論文

Preliminary calculation on thermal stratification phenomena in the fundamental sodium experiment "SuperCAVNA"

江連 俊樹; 長澤 一嘉*; 田中 正暁

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

ナトリウム冷却高速炉における温度成層化現象の評価手法構築を目的として、加熱壁を有する矩形ナトリウム試験(SuperCAVNA)を対象とするベンチマーク解析を実施した。AQUAコードを用いた予備解析により、熱交換壁近傍のメッシュサイズおよび乱流モデルの影響を検討し、得られた解析結果と実験結果を比較した。その結果、解析結果は実験で確認された成層界面を良く再現しており、成層界面位置および温度勾配が実験結果と良く一致することが示された。これらのことから、ナトリウム冷却高速炉における温度成層化現象評価について、本研究で用いた数値解析手法の適用見通しを得た。

論文

ナトリウム冷却高速炉の崩壊熱除去システム運用時の炉内熱流動解析評価手法整備; ナトリウム試験装置PLANDTL-2の模擬炉容器内熱流動予備解析

田中 正暁; 小野 綾子; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹; 三宅 康洋*

日本機械学会関東支部茨城講演会2018講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2018/08

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から極めて有効な方策である自然循環崩壊熱除去時において、事故時を含むあらゆる条件下で原子炉容器内の熱流動場を予測できる解析評価手法の構築が重要となっている。そこで、浸漬型炉内直接冷却器を有する炉上部プレナム部と炉心部からなるナトリウム試験装置(PLANDTL-2)を対象に、試験解析に向けた準備として、適切な冷却器モデルの構築に着目して予備解析を実施した結果について報告する。

論文

Experiments on gas entrainment phenomena due to free surface vortex induced by flow passing beside stagnation region

江連 俊樹; 伊藤 啓; 田中 正暁; 大島 宏之; 亀山 祐理*

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/09

ナトリウム冷却高速炉設計の重要課題である液面からのカバーガス巻込みについて、よどみ部と周辺流れの間に発生する自由表面渦ガス巻込みに関する実験研究を行った。水平および吸込み流速を数条件変化させ、自由液面の可視化と粒子画像流速計測適用することで自由液面部くぼみ形状と渦廻りの流速分布をそれぞれ同時に計測した。実験で得られた液面形状および速度分布より、ガス巻込み渦に関する循環、鉛直報告速度勾配およびくぼみ形状それぞれの時間発達の関係をガス巻込み評価手法整備用の基礎実験データとして定量把握した。さらに、渦モデルに基づくガス巻込み評価の有効性を確認した。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of advanced sodium-cooled fast reactor; Influence of flow collector of backup CR guide tube

小林 順; 江連 俊樹; 田中 正暁; 上出 英樹

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2016/11

原子力機構は先進的なナトリウム冷却大型高速炉(SFR)の設計研究を実施してきた。燃料集合体からの高温のナトリウムは、制御棒チャンネルからの低温のナトリウムとUIS下部において混合する。炉心出口における流体の混合による温度変動はUIS下部における高サイクル熱疲労の原因となる。原子力機構はSFRのUIS下部における有意な温度変動に対する対策について水流動試験を実施してきた。一方、確実な炉停止のために自己作動型炉停止機構(SASS)が後備炉停止系制御棒に設置されている。後備系制御棒案内管にはSASSの信頼性向上のためにフローコレクタと呼ばれる流れの案内構造を有している。フローコレクタはUIS下部における温度変動に影響を与える可能性がある。本研究は、後備系チャンネル周辺の温度変動にフローコクレタが与える影響について調査したものである。

論文

配管入口部に発生する液中渦キャビテーションに粘性が与える影響についての研究

江連 俊樹; 伊藤 啓; 亀山 祐理*; 上出 英樹; 功刀 資彰*

日本原子力学会和文論文誌, 15(3), p.151 - 158, 2016/09

高速炉における液中渦キャビテーション評価手法構築の一環として、単一吸込み管部に発生する液中渦キャビテーションに対し流体の粘性が与える影響について調査した。可視化試験の結果から、キャビテーション発生に対する動粘性係数変化の影響は、動粘性係数が大きい条件程顕著に現れるとの結論を得た。さらに、循環と動粘性係数の比である無次元循環と液中渦キャビテーション間欠発生移行点でのキャビテーション係数により液中渦キャビテーション発生データを整理することで、異なる動粘性係数条件下における液中渦キャビテーションの間欠発生移行条件を評価できることを確認した。

論文

Study on behavior of vortex cavitation around suction pipes in sodium-cooled fast reactor geometry

江連 俊樹; 伊藤 啓; 上出 英樹; 功刀 資彰*

Thermal Science and Engineering, 24(3), p.31 - 38, 2016/07

Vortex cavitation behavior is studied using a 1/22 scaled upper plenum water model of advanced loop-type sodium-cooled fast reactor. Vortex cavitation occurrences are quantitatively grasped through visualization measurements including its transient behavior under various conditions of inlet velocity of suction pipe, water temperature and system pressure. In addition, the relation between local velocity around vortex and vortex cavitation occurrences are investigated based on results from visualization and Particle Image Velocimetry measurements. Experimental results show the difficulty of evaluation of vortex cavitation occurrences simply based on cavitation factor. And also, vortex evaluation with local circulation shows the effectiveness to organize the vortex cavitation occurrences via the evaluation of pressure decrease using vortex model.

論文

Experimental measurement of vortex cavitation around a suction pipe inlet

江連 俊樹; 伊藤 啓; 亀山 祐理*; 栗原 成計; 功刀 資彰*

混相流, 30(2), p.189 - 196, 2016/06

In this study, experiments on vortex cavitation are carried out using a simple water cylindrical vessel with a suction nozzle. In order to understand the fundamental behavior of vortex cavitation, its instantaneous occurrence behavior is grasped by visualization using high speed camera. Velocity distribution around vortex, which causes cavitation, is also quantitatively grasped by means of Particle Image Velocimetry. From visualization measurements, vortex cavitation is considered to be triggered by the wall nuclei and the cavity develops immediately toward the suction nozzle once triggering occurs on the bottom wall. In addition, distribution of pressure decrease along vortex center estimated based on Burgers model and measured velocity distribution shows monotone increase from the bottom wall toward the suction nozzle. As the results, the cavity is thought to develop toward the suction nozzle intake immediately, if some triggering of cavitation occur on the bottom wall.

論文

Visualization of distribution of shear stress due to water vortex flow with SSLCC

岡崎 総一郎*; 江連 俊樹; 大島 宏之; 河原 全作*; 横峯 健彦*; 功刀 資彰*

Proceedings of 10th Pacific Symposium on Flow Visualization and Image Processing (PSFVIP-10), 8 Pages, 2015/06

水中に吸込み渦が発生する体系において、壁面せん断応力分布を把握するため、せん断応力感応液晶塗布膜法を適用した可視化試験を実施した。試験の結果、壁面せん断応力は、吸込み管中心および吸込み管端部に相対する位置においてピーク値を示すことがわかった。また、試験で得られた無次元化せん断応力分布は、数値解析で得られた無次元化せん断応力分布とよく一致するとの結果を得た。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of Japan Sodium-cooled Fast Reactor; Countermeasures for significant temperature fluctuation generation

小林 順; 江連 俊樹; 上出 英樹; 大山 一弘*; 渡辺 収*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

JSFRではコラム型の炉上部機構(UIS)が原子炉容器の上部プレナムに設置されている。UISの底部板(CIP)において燃料集合体からの高温ナトリウムが、制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合し、高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。我々は、制御棒集合体周辺における熱流動現象の把握やCIPにおける有意な温度変動の対策を得るために、原子炉上部プレナムモデルを使用した水流動試験を実施している。試験装置は原子炉上部プレナムの1/3スケールで60$$^{circ}$$セクタモデルである。実験によって、燃料集合体のハンドリングヘッドとCIP間の流体温度変動の特徴が計測され、流体の混合によって発生する有意な温度変動への対策が、ハンドリングヘッド出口からCIP下部表面との距離によって受ける影響について議論される。

論文

Study on vortex cavitation in scaled upper plenum model of Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 2; Investigation of effective cavitation suppressor

萩原 裕之*; 江連 俊樹; 伊藤 啓; 上出 英樹

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 7 Pages, 2014/11

A water test visualizing vortex cavitation inception have been carried out using 1/11 scale upper plenum model of Japan Sodium-cooled Fast Reactor. The influence of the splitter on the vortex cavitation has been examined. In addition to that, a measurement test for flow velocity distribution around the vortex has been performed by means of the particle imaging velocimetry (PIV). In the visualization test, the vortex cavitation inception occurs much more easily in the case without the flow splitter than that with the flow splitter. Besides, it has been observed that the influence of kinematic viscosity coefficient on the vortex cavitation inception decreases by installing flow splitter. As a result of the measurement test, the correlation has been found between the magnitude of circulation and the vortex cavitation inception.

論文

Experimental study on vortex cavitation in scaled upper plenum model of Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 1; Evaluation of circulation and vortex cavitation occurrences using vortex model

江連 俊樹; 伊藤 啓; 亀山 祐理*; 萩原 裕之*; 上出 英樹

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 7 Pages, 2014/11

A water experiment in the 1/22 scaled upper plenum model of JSFR was performed to clarify behavior of vortex cavitation occurrences. Velocity distributions between H/L intakes and R/V wall were obtained under various H/L inlet velocity and temperature conditions. Pressure drop at vortex center was evaluated from obtained velocity distributions based on the Burgers vortex model. Evaluated value of pressure drop in time series was also compared with temporal behavior of vortex cavitation occurrences. As the results, circulation around vortex was quantified and time-averaged normalized circulation was observed to be nearly constant independent on the variation of Reynolds number at H/L pipe intakes. The evaluated value of pressure drop showed qualitatively consistent behavior to occurrences of vortex cavitation in time series. Consequently, it is confirmed that occurrences of vortex cavitation can be predicted by means of the evaluation method based on Burgers vortex model.

論文

Study on surface tension modeling for mechanistic evaluation of vortex cavitation

伊藤 啓; 江連 俊樹; 大島 宏之; 河村 拓己*; 中峯 由彰*

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/11

ナトリウム冷却高速炉における液中渦キャビテーション研究の一環として、半径方向圧力分布と蒸気圧、気液界面における圧力ジャンプ条件に基づいてキャビティ半径を計算する表面張力モデルの開発を行い、液中渦キャビテーション評価手法を改良した。基本検証として基礎実験を対象とした評価を行い、流速の増加によって渦中心圧力が低下してキャビティ半径が大きくなるという現象が定性的に再現できることを確認した。また、液中渦キャビテーション挙動に大きな影響を与える粘性について評価を行った。

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