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論文

高速炉におけるガス巻込み現象の防止基準,1; 数値解析によるガス巻込み現象再現精度の検証

大島 宏之; 田中 伸厚*; 江口 譲*; 西村 元彦*; 功刀 資彰*; 内堀 昭寛; 伊藤 啓; 堺 公明

日本原子力学会和文論文誌, 11(4), p.316 - 328, 2012/12

ナトリウム冷却高速炉の安定運転において、自由表面渦によるガス巻込みの防止が重要であるため、著者らはCFDに基づくガス巻込み評価手法の開発を行っている。本研究では、ガス巻込み解析を行うためのCFD手法に関する検討を行った結果、ガス巻込み現象の適切な数値解析を行うためには、十分な格子解像度、高精度離散化手法、過度に渦を減衰させない乱流モデルなどが必要であることを明らかにした。

報告書

「数値解析による自由液面からのガス巻込み評価指針」の解説, 解説B(協力研究)

大島 宏之; 堺 公明; 上出 英樹; 木村 暢之; 江連 俊樹; 内堀 昭寛; 伊藤 啓; 功刀 資彰*; 岡本 孝司*; 田中 伸厚*; et al.

JAEA-Research 2008-049, 44 Pages, 2008/06

JAEA-Research-2008-049.pdf:42.3MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウム冷却高速炉の概念検討を進めている。実用化のためのプラントシステム概念は、経済性向上のために出力に比してコンパクトな炉容器を指向している。そのため、既存の概念と比較して炉容器内の流速が相対的に大きくなり、自由液面からのカバーガスの巻込みについてより精度の高い設計評価を行うことが重要となっている。そこで、大学,研究所,電力,メーカの専門家で構成するワーキンググループを設置し、ガス巻込み現象について設計で参照すべき数値解析に基づく指針案の検討を行い、得られた知見をもとに、「数値解析による自由液面からのガス巻込み評価指針」(第1次案)を策定した。本件は、指針の解説として、ワーキンググループにおいて実施した研究に関して紹介するものである。

報告書

ガス巻込みに関する流動数値解析; 差分法の適用性評価

西村 元彦*; 野中 嘉治*; 前川 勇*

JNC-TJ9400 2005-002, 55 Pages, 2005/07

JNC-TJ9400-2005-002.pdf:74.29MB

実用化戦略調査研究において検討されているナトリウム冷却炉は原子炉容器のコンパクト化がはかられている。このため、これまでの炉に比べ冷却材流速が増大することから、自由液面から冷却材中にカバーガスを巻込まない設計とその予測手法の確立が強く要請されている。本件は、設計で遵守すべきガス巻込みの判定基準の策定に寄与するため、計算科学的手法をベースとした流動評価手法を確立することを目的として、ガス巻き込みの解析手法の構築および既往実験を元に詳細実験解析を実施するものである。 既往実験としては、矩形流路の中に角柱の障害物が存在ししかもその下流にはやはり矩形で模擬された吸込み管を設置した体系が用いられた。角柱によってカルマン渦が発生し、その中のあるものは吸込み管に吸収されガス巻き込み渦を形成する非定常現象を対象としている。 今回の数値解析では、乱流モデルの影響に注目した。層流モデル、標準k-$$epsilon$$モデル、RNG k-$$epsilon$$モデル、非線形k-$$epsilon$$モデルおよびk-$$omega$$モデルの5ケースを実施した。得られた結果は以下のとおりである。 1)カルマン渦の成長、流速と圧力変動および変動のピーク値の大きさ等を 比較すると、層流モデルがもっとも激しい変化、変動の大きい結果を示 し、RNGモデルが層流モデルに近い変動を示しランダム性も見ることが出 来た。 2)一方、k-$$omega$$モデル、非線形k-$$epsilon$$モデル、標準k-$$epsilon$$の順で流れの変動がより 減衰し規則的なおとなしい流れになっている。 3)今後、実験結果と詳細な比較検討が求められるが、渦の予測に対する乱 流モデルの適用性に関し定量的なデータが得られ、既往のCFDコードの適 用性に関する知見が蓄積できた。なお、解析はSTAR-CDコードを使用した。

報告書

ヘリウムガス冷却炉プラント動特性解析評価

佐藤 学*; 西村 元彦; 大島 宏之

JNC-TN9400 2003-100, 66 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-100.pdf:2.67MB

本研究では、被覆粒子燃料型ヘリウムガス冷却炉を対象として、炉心一点集中核特性モデル、炉容器内多次元解析モデル、及びガスタービン発電系ボリュームジャンクションモデルを連成させたプラント動特性解析モデルを整備するとともに、平成13年度設計案を対象として、想定事故事象解析を実施し、設計成立性の確認を行なった。

報告書

ガス冷却高速炉の熱流動に関する検討

大島 宏之; 西村 元彦*

JNC-TN9400 2002-072, 97 Pages, 2002/08

JNC-TN9400-2002-072.pdf:3.85MB

サイクル機構では、将来の高速炉の実用化像を構築することを目的として、実用化戦略調査研究(FS)を実施している。本報告は、FSで検討中の炉型候補概念のうちガス冷却高速炉を対象とし、ヘリウムガス冷却炉で検討されている被覆粒子型燃料について、また、炭酸ガス炉で検討されている重力落下式崩壊熱除去システムについて、それぞれの設計成立性を解析的に検討したものである。 ヘリウムガス冷却の被覆粒子燃料体に関する熱流力特性解析評価では、平成13年度設計案をベースに3次元解析モデルを構築し、多次元熱流動解析コードAQUAを用いて、定格運転条件、低流量運転条件、事故条件での熱流力特性解析、および被覆粒子燃料層入口面の圧損不均一の影響確認解析を実施した.これらの解析結果より、燃料層入口面の均一性が保たれる限り、いずれの条件においても燃料層内横方向流れは維持され除熱性能は確保できるものと判断される。但し、高圧条件において異常な低流量(O.5%以下)となる場合は、被覆粒子層内に上昇流が発生し温度が上昇することも完全には否定できないため、より正確な物性値・圧力損失相関式を取得し確認解析を行う必要がある。本解析に併せて、局所閉塞事象の考察および今後の設計の進展に伴い解決すべき熱流動的課題の摘出も行った。 炭酸ガス冷却炉の崩壊熱除去特性に関する解析評価では、炭酸ガス冷炉EGCRを対称として、貯水タンクから蒸気発生器(SG)への重力落下注水方式による崩壊熱除去時の熱流動特性を、一次元核-熱流連成ネットワークコードMR-Xにて解析評価した。解析では、自然循環崩壊熱除去時のSG隔離開始時刻、注水開始時刻および注水流量をパラメーターとし、除熱挙動に及ぼす影響を検討した。その結果、現実的想定条件としたSG隔離開始30秒、注水開始20分とした場合には余裕を持って燃料温度制限目安を満足した。また、EGCRでは、SG伝熱管の大きな熱容量が過渡時の除熱源となり、SG隔離開始時刻が60分を超える場合でも一次系内の加熱を防止する役割を担うことが明らかとなった。流動安定性については、流量逸走は生じないものの密度波振動が発生し流量変動が生じる見通しである。この振動周期は10分オーダーと長いため伝熱管の構造健全性への大きな影響は無いものと予想される。

論文

Evaluation Method for Core Thermohy Draulics during Natural Circulation in Fast Reactors ‐Numerical Predictions of Inter-Wrapper Flow-

上出 英樹; 西村 元彦; 宮越 博幸

9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9), (3), 0 Pages, 2001/00

自然循環時の炉心を含む炉容器内熱流動現象を解析し評価する手法として多次元熱流動解析コ-ドAQUAを用いた解析手法を構築した。本解析手法は全ての集合体を短形にモデル化し、集合体ギャップ部並びに上部プレナム、高圧プレナムを一つの解析領域の中でモデル化するものである。実験デ-タに基づいて手法の検証を行った。また、本手法を用いて、崩壊熱除去用の冷却器が炉容器内に浸漬された。60万kWe級の大型炉を対象に実機解析を行い、自然循環時の炉心部熱流動現象を評価した。インタ-ラッパ-フロ-が集合体間パッドの形状に大きく依存すること、それが炉心部最高温度に大きな影響を与えることを明らかにした。解析で得られた知見をまとめ、炉心部解析手法として求められる機能を整理した。

論文

Study on Convective Mixing for Thermal Striping Phenomena -Experimental Analyses on Mixing Process in Parallel Triple-Jet and Comparisons between Numerical Methods.

木村 暢之; 西村 元彦; 上出 英樹

9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9), (4), 0 Pages, 2001/00

高速炉において、温度の異なる流体が混合することにより発生するサ-マルストライピング現象を定量的に評価することは、構造健全性の担保および構造設計の合理化の上で重要である。本研究では、中心に低温噴流、その両側に高温噴流を配置した平行三噴流水試験に対して、乱流モデルをパラメ-タとした3種類の数値解析を実施し、模擬性を比較・評価した。本解析は、有限差分法に基づく多次元熱流動解析手法を適用して実施した。使用した乱流モデルは、k-$$epsilon$$2方程式乱流モデル(k-$$epsilon$$Model)および低レイノルズ数型応力・熱流束方程式乱流モデル(LRSFM)である。さらに、乱流モデルを使用しない直接シミュレ-ション(DNS)を実施した。その結果、DNSは噴流間の流体混合により発生する温度変動の強度を良好に再現できることが明らかとなった。k-$$epsilon$$ModelとLRSFMは温度変動強度を過大評価していた。また、LRSFMとDNSは、噴流の振動により発

論文

INVESTIGATION OF CORE THERMOHYDRAULICS IN FAST REACTORS - INTER-WRAPPER FLOW DURING NATURAL CIRCULATION -

上出 英樹; 林 謙二; 磯崎 正; 西村 元彦

Nuclear Technology, 133, p.77 - 91, 2001/00

 被引用回数:14 パーセンタイル:27.91(Nuclear Science & Technology)

自然循環による崩壊熱除去に関する研究として、崩壊熱除去系の冷却器が炉内に設けられた場合に顕著となる炉心部熱流動現象、すなわちインターラッパーフロー現象をナトリウム試験により解明した。実験の結果、インターラッパーフローが炉心を冷却する効果と1次系自然循環流量を低減する効果をもつこと、そのバランスとして定格の1%以下の流量では、インターラッパーフローが炉心を実質的に冷却できることを明らかにした。インターラッパーフローによる炉心冷却現象の評価パラメータとして無次元パラメータを新たに導入し、その有効性を示した。また、多次元解析コードを用いた解析手法を構築し、実験より検証した。

報告書

サーマルストライピング現象における流体内混合に関する研究 - 平行三噴流間混合過程の数値解析と手法間の比較 -

木村 暢之; 三宅 康洋*; 西村 元彦; 上出 英樹

JNC-TN9400 2000-099, 71 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-099.pdf:3.79MB

高温と低温の流体の混合により発生する温度変動が、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)を定量化することは重要な課題である。本研究では、中心に低温噴流、両側に高温噴流を配置した平行三噴流水試験に対して、有限差分法に基づく多次元熱流動解析を実施し、模擬性を比較・評価した。多次元熱流動解析は、乱流挙動の取り扱いをパラメータとし、乱流モデルを使用したk-$$epsilon$$2方程式乱流モデル(k-$$epsilon$$Mode1)、低レイノルズ数型応力・熱流束方程式乱流モデル(LRSFM)と、乱流モデルを使用しない直接シミュレーション(DNS)による3種類を実施した。実験では、流体の巻き込みを伴う周期的な噴流の振動($$sim$$2Hz)がみられ、この振動が流体混合に大きな寄与をしていることが明らかになっている。k-$$epsilon$$Modelでは、この噴流の振動は模擬できないが、LRSFMおよびDNSでは実験と同様な噴流の振動を再現できることが明らかとなった。位相平均を用いて、温度の時間変動を周期成分とランダム成分に分離して実験と比較すると、k-$$epsilon$$Modelではランダム成分を、LRSFMでは周期成分をそれぞれ過大評価していることがわかった。一方、DNSにより得られた温度変動の周期成分とランダム成分の割合は実験とほぼ一致していることがわかった。DNSにより噴流間の流体混合現象として、噴流の周期的振動とそれに伴う温度変動、これに重畳したランダムな変動成分ともによく再現できることが確認できた。乱流モデルを用いた解析では、LRSFMを用いることにより、構造への熱荷重に感度の高い低周波数の周期的な変動についてはよく再現できることがわかった。

報告書

サーマルストライピングに関する研究の現状と今後の研究計画

村松 壽晴; 笠原 直人; 菊池 政之; 西村 元彦; 上出 英樹

JNC-TN9400 2000-010, 168 Pages, 2000/02

JNC-TN9400-2000-010.pdf:8.78MB

サーマルストライピングは高温と低温の流体が構造材に交互に接することにより、構造材の温度分布が時間的に変動し、結果として構造材に熱応力による高サイクル疲労を生じさせる現象である。ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウムの高い熱伝導率により流体側の温度変動が構造に伝わりやすいため特に留意が必要である。本現象は流体と構造の境界分野にある複雑な現象であることから、十分な解明がなされておらず、設計では構造表面での温度変動幅を考えられる最大温度差である流体の混合前温度差とするか、モックアップ試験により温度変動幅等を測定した上で保守的に設計条件を定めることが多い。また、その方法はルール化/基準化されていない。これに対し、著者らは流体と構造の両面からの分析により、流体側の温度変動の発生から構造内への伝達までの過程を現象論的に明らかにしつつあり、熱疲労に対する支配因子として温度ゆらぎ振幅の減衰に着目している。これまでに、流体内、熱伝達、構造材内での変動の減衰を考慮し、疲労損傷、き裂進展まで評価できる解析コードシステムを構築してきており、実機解析を通してその適用性を確認した。今後は、実験検証を継続して一般化していく予定である。さらに、高速炉の経済性向上に寄与するためには、温度変動の減衰を含め熱荷重を合理的に評価し設計に適用できる「サーマルストライピングの評価ルール」を確立する必要がある。その原案を構築し、大きく2つの道筋を立てた。すなわち、現象解明を進めることによって、温度ゆらぎ振幅の減衰機構等の支配メカニズムを忠実にモデル化した詳細解析手法を提示するとともに、安全率を明確にした見通しの良い簡易評価手法を提案し、解析に基づく詳細評価手法と並行して選択できる評価体系を整備する。本報ではこの目標に必要な実験計画を策定し、さらにより一般的な熱荷重の取り扱いについて検討した。

論文

「原子炉熱流動の微視的シミュレーション」第3.1.1項 単相流

村松 壽晴; 西村 元彦

日本原子力学会誌, 42(3), p.1242 - 1259, 2000/00

原子力分野で利用されている単相流解析モデルの内、乱流モデル化手法に焦点をあて、各手法の特徴・利用の現状などについて参考文献をあげながら概説する。対象とした乱流モデル化手法は、時間平均モデル、大渦モデル(LES)、直接解析(DNS)である。

論文

TRANSIENT EXPERIMENTS ON FAST REACTOR CORE THERMAL-HYDRAULICS AND ITS NUMERICAL ANALYSIS -Inter-subassembly Heat Transfer and Inter-wrapper Flow under Natural Circulation Conditions

西村 元彦; 上出 英樹; 林 謙二; 桃井 一光

Nuclear Engineering and Design, 200, p.157 - 175, 2000/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:28.83(Nuclear Science & Technology)

自然循環崩壊熱除去の過渡現象における、集合体間熱移行、流量再配分およびインターラッパーフロー(IWF)を伴う炉心部熱流動挙動の解明を目的とした実験研究を行い崩壊熱除去に及ぼす影響を明らかにした。実験はナトリウム試験装置PLANDTL-DHXにより実施した。IWFを伴わない冷却条件下では、ピーキングファクタはグラスホフ数/レイノルズ数による浮力パラメータに依存することを明らかにした。かかる事象を多次元熱流動解析により評価可能とするために、複数領域メッシュを具備するAQUAコードに、サブチャンネル解析において多くの実績を持つ、ミキシング係数モデルを組み込み、実験解析による検討を行った。その結果、解析は実験と良く一致し、これにより本解析手法が、集合体間熱移行および流量再配分を伴う自然循環崩壊熱除去熱過渡事象に十分適用できることを示した。また、IWFについては、主一次冷却系流量が定格時の1%を下回る条件下で、ラ

論文

Numerical Study on Mixing of Oscillating Quasi-planar Jets with Low Reynolds number Turbulent Stress and Flux Equation Models

西村 元彦; アキラ トーマス トクヒロ; 木村 暢之; 上出 英樹

Nuclear Engineering and Design, 202(1), p.77 - 95, 2000/00

 被引用回数:37 パーセンタイル:9.02(Nuclear Science & Technology)

平行三噴流水流動実験を対象に、多次元熱流動解析における乱流モデルの適用性を評価した。適用した乱流モデルは、低レイノルズ数型応力・熱流束方程式乱流モデルおよび$$kappa$$-$$epsilon$$二方程式乱流モデルである。乱流モデルのうち、前者には筆者らの提案が含まれており、実験結果の温度場とその変動周波数特性を良く再現した。また、三噴流においては単一噴流よりも活発な流体混合が生じることが実験研究から明らかになっていたが、本解析を通して、活発な混合は、規則的且つ大きな振幅を持つ噴流の振動により生じることがわかった。一方、既往の$$kappa$$-$$epsilon$$二法廷式乱流モデルは、乱流粘性を過大評価したために、噴流の振動を減衰させてしまい、流体混合を過小評価した。

論文

Noise reduction techniques for particle image velocimetry; Application to an experimental study on natural convection in a fast reactor core

木村 暢之; 安田 明洋; 宮越 博幸; アキラ トーマス トクヒロ; 西村 元彦; 上出 英樹

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), 0 Pages, 2000/00

高速炉内熱流動現象を把握するための速度場の計測手法として,粒子画像流速測定法(PIV)が活用されている。PIVを適用するにあたっては,流れと共に移動している粒子のみを画像に収録する必要がある。しかし,実際には構造物や撮影窓上のゴミ等(以下,ノイズとする)が画像中に存在しており,流速計測の精度低下の原因となっていた。そこで,画像中のノイズを除去する手法を開発した。本ノイズ除去手法により,PIVを用いた流速計測精度が3$$sim$$12倍向上することが確認できた。本ノイズ除去手法を,インターラッパーフロー水試験に適用した結果,集合間ギャップの2次元速度分布を計測することができた。

報告書

多次元熱流動解析のポスト処理システムの構築

三宅 康洋*; 中根 茂*; 西村 元彦; 木村 暢之

JNC-TN9400 2000-016, 40 Pages, 1999/12

JNC-TN9400-2000-016.pdf:3.71MB

従来、多次元熱流動解析コードを用いた解析結果の可視化については2次元のプロットを各断面毎に日本語ラインプリンタ(NLP)へ出力することで対応していた。しかし、現象を把握するためには非常に多くのプロットを出力する必要があることから、時間と手間がかかり、解析結果を即座に確認することができなかった。また、出力結果は白黒描画であることから、視覚的に現象を把握するのが困難であった。そこで、熱流動現象の可視化ツールとして学術界および工業界で信頼性の高いMicroAVS(参考文献)およびFieldView(参考文献)を導入し、短時間で、かつ効率的に説得力のある解析結果の表示を得ることを目的として、多次元熱流動解析コードから可視化ツールへの物理データの引き渡しを行うポスト処理システムを構築した。その結果、これまで紙面上でしか確認できなかった解析モデル構造および解析結果をパソコン画面上で容易かつ迅速に確認できるようになった。さらに、カラー表示・印刷が可能となり、報告書等に掲載するプロットに品質の高い説得力のある表示(画像)を扱うことができるようになった。また、過渡熱流動現象解析に対して、可視化ツールのアニメーション機能を用いて現象の時間推移を動画で確認できるようになり、過渡現象を視覚的にとらえることが可能となった。

報告書

燃料集合体ポーラス状閉塞における温度場の特性 - 37ピンバンドル体系ナトリウム試験 -

小林 順; 磯崎 正; 田中 正暁; 西村 元彦; 上出 英樹

JNC-TN9400 2000-025, 78 Pages, 1999/11

JNC-TN9400-2000-025.pdf:2.24MB

高速炉の特性として、炉心燃料集合体内のピンバンドルの緊密さ(流路の水力等価直径:約3[mm])と出力密度の高さ(ピンバンドル部最大値:約520[W/cmの3乗])が挙げられる。この特性に着目した安全評価事象として燃料集合体内局所異常事象がある。局所異常事象の起因事象の一つとして局所的な流路閉塞事象が挙げられ、その研究が進められている。既往研究では、ワイヤスペーサ型バンドル内での閉塞形態は微小粒子による厚みのあるポーラス状閉塞となる可能性が高いとされている。燃料集合体内にこのような局所的な閉塞が生じた場合における燃料ピンの健全性を評価するためには、ポーラス状閉塞物内部およびその周囲の熱流動挙動を把握するとともに、閉塞領域近傍の温度分布および最高温度を予測する必要がある。本研究では燃料集合体内ポーラス状閉塞に関する現象の把握と解析コードの総合的な検証データの取得を目的にナトリウム実験を実施した。実験は、60万kW級大型炉の燃料ピンを模擬した電気ヒーターピンからなる37本ピンバンドルを用いて行なった。ポーラス状閉塞物はSUS球を焼結させて製作し、模擬集合体の一辺に沿った外側2列の14サブチャンネルにわたって組み込んだ。ヒーターピン出力を試験パラメータとし、大型炉の最大線出力($$sim$$420[W/cm])の14%から43%の範囲で変化させた。流量条件は大型炉の集合体内定格時Re数の93%で一定とした。試験の結果、閉塞されたサブチャンネルでかつ周囲の3サブチャンネルが全て閉塞しているサブチャンネルに面した模擬燃料ピン表面の流れ方向下流側位置において最高温度が観測された。流れ方向下流側に最高温度が観測されたことなどからポーラス状閉塞物内の温度場が内部の流動場の影響を強く受けていることがわかった。閉塞物内の温度分布形状はヒータ出力の依存性が小さく、集合体入口から最高温度点までの温度上昇幅はヒータ出力に比例して増加することが明らかとなった。

報告書

可視化画像による流速測定技術の開発 - ノイズ処理手法を用いた計測精度の向上 -

木村 暢之; 三宅 康洋*; 西村 元彦; 上出 英樹; 菱田 公一

JNC-TN9400 99-078, 44 Pages, 1999/10

JNC-TN9400-99-078.pdf:1.91MB

高速炉設計において、炉内熱流動現象を定量的に把握するための速度場の計測手法として、瞬時2次元空間の速度ベクトルを時々刻々と測定できる粒子画像流速測定法(PIV)が活用されている。PIVは、流動場に混入された粒子にレーザー等でシート状のパルス光を照射して、カメラ等で粒子群を微小時間間隔で2枚撮影し、この2枚の画像の空間相関を求めることにより流速を定量化する手法である。本手法により正確な流速を得るためには流れと共に移動している粒子のみを画像に収録する必要がある。しかしながら実際には、構造物や撮影窓上のゴミ等(以下、ノイズとする)が画像中に存在し、流速計測の精度低下の原因となっている。そこで、PIVによる計測精度向上を図るため、ノイズ除去手法の開発、および誤差評価を実施した。開発したノイズ処理法は、時間的に連続する画像の各ピクセルの時間平均した輝度値を各時刻の画像から減算する時間平均輝度減算法(TIS法)と、連続画像の各ピクセルの最小輝度値を各時刻の画像から減算する最小輝度減算法(MIS法)の2種類である。本ノイズ処理手法による計測精度評価は、数値解析を基に作られた標準画像に模擬ノイズを付加した画像を用いて実施した。流速計測精度に関して、ノイズ処理前の画像から求めた流速は、誤差1ピクセル以上の頻度が全体の90%程度であるのに対し、ノイズ処理を施した結果、同程度の誤差の頻度は5%以下に低減した。また、ノイズ処理後は全体の50%以上が0.2ピクセル以内の誤差に収まることが確認された。不確かさ解析を行った結果、計測精度はノイズ処理により3$$sim$$12倍向上し、MIS法を用いた場合は、TIS法と比べ、計測精度が1.1$$sim$$2.1倍向上することが確認された。本ノイズ処理手法を実際の試験に適用した結果、複雑な体系内での流況把握や構造物近傍での流速測定が可能となることを確認した。

報告書

プレナム内温度成層化現象に関する実験研究 - 多次元熱流動解析による成層界面上昇速度の評価 -

木村 暢之; 西村 元彦; 林 謙二; 上出 英樹

JNC-TN9400 99-075, 99 Pages, 1999/07

JNC-TN9400-99-075.pdf:22.11MB

高速炉のスクラム時に発生する原子炉容器上部プレナム内の温度成層化現象は、原子炉容器構造材に熱疲労を生じさせ、構造健全性を低下させる可能性がある。上部プレナム内温度成層化現象の発生条件、成層界面形成位置、成層界面上昇速度、界面での温度勾配等を定量的に把握し、実機設計に反映することは非常に重要である。そこで、PLANDTL-DHX試験装置を用いたナトリウム試験に関して、多次元熱流動解析コードAQUAを用いた二次元解析を実施し、温度分布、界面形成位置、界面上昇速度等を実験結果と比較することにより解析コードの検証を行った。ナトリウム試験では、リチャードソン数(Ri)とレイノルズ数(Re)をパラメータとして、界面上昇速度などへの影響が把握されており、この点について解析による予測を試みた。AQUAコードの乱流モデルとしては、代数応力方程式モデル(ASM)を使用した。また、ASMとの比較として、k-$$epsilon$$2方程式乱流モデルを使用した解析を1ケース実施した。その結果、Ri数が大きいケースでは、上部プレナム内温度分布の過渡変化、および界面上昇速度について、実験と解析は良く一致した。一方、Ri数が小さいケースでは、界面下端における温度勾配が、解析値が実験より鈍るために、上部プレナム内温度分布および界面上昇速度の模擬度が低下した。しかしながら、Ri数が小さくなるにつれて界面が高い位置で形成されているという実験の傾向についてはASMを用いた解析により模擬できた。また、ASMとk-$$epsilon$$モデルによる解析結果を比較すると、上部プレナム内温度分布および界面形成位置において、ASMによる結果が、実験を良く模擬していることが明らかとなった。

報告書

インターラッパーフロー自然循環水流動可視化実験 - ボタン型ラッパー管パッド形状における試験および解析結果 -

安田 明洋; 宮越 博幸; 林 謙二; 西村 元彦; 上出 英樹; 菱田 公一

JNC-TN9400 99-072, 70 Pages, 1999/04

JNC-TN9400-99-072.pdf:7.29MB

高速炉の自然循環崩壊熱除去時において、上部プレナムに浸漬された崩壊熱除去用の炉内冷却器(Direct Heat Exchanger,以下DHX)から流出する低温のナトリウムが炉心燃料集合体ラッパー管の間に形成されたギャップ部に流入し、燃料集合体をラッパー管の外側から冷却する現象{インターラッパーフロー(IWF)}が注目されている。これまでに7体の集合体により炉心を部分的に模擬したナトリウム試験体によりその温度場の特性を中心に明らかにしてきた。本研究では、炉心全体でのIWFの流動特性に着目し、径方向反射体を含めて炉心を模擬した水流動試験装置TRIF(Test Rig for Inter-wrapper Flow)を用いて可視化を中心とする試験を実施した。試験体の模擬ラッパー管は、透明アクリル、透明ガラスヒーター等の部材で構成されており、六角断面のラッパー管に挟まれた複雑な流路をもつIWFに対して、流況可視化による流速計測技術の適用が可能となっている。IWFに対して大きな影響を及ぼすと考えられるラッパー管同士のクリアランスを確保するためのパッド形状は、本報では「常陽」やPHENIXで採用されているボタン型とした体系を対象として、温度分布測定、流況可視化を行った。また、上部プレナムと炉心槽とをつなぐ流路などを設け、炉心周りの形状をパラメータとした。本実験により、IWFのフローパターンを明らかにすると共に、流れの可視化画像処理による速度分布の定量化を行った。また、ボタン型スペーサーパッドの体系ではパッド部を通り抜ける流れが支配的となり、炉心槽内の温度分布に対して、炉心周辺の幾何形状パラメータの変更による顕著な影響はないことが明らかとなった。IWFに関する解析手法の検証として流体の体積占有率と障害物(ここではラッパー管)から受ける流動抵抗を用いて複雑な流れを模擬するポーラスボディモデルを用いた多次元熱流動解析の適用性を評価した。解析は、実験のフローパターンを再現すると共に、温度分布についても予測可能であることが確認できた。

報告書

原子炉冷却系総合試験施設のSG流動安定性評 - BOSTコードの改修 -

飯塚 透; 長沢 一嘉*; 西村 元彦; 上出 英樹

JNC-TN9410 99-004, 66 Pages, 1999/01

JNC-TN9410-99-004.pdf:1.48MB

原子炉冷却系総合試験施設の蒸気発生器(SG)試験体の流動安全性を検討するため、水側流動安定性解析コード「BOST」を用いて解析を実施した。しかし、SG試験体の定格運転条件はコードの使用実績範囲を越える高い圧力条件であるため、BOSTコードの解析結果は他の解析コードの結果や従来の知見に比べて著しく安定側の評価結果となり、Na/水流量比を経験的に不安定が予想される程度まで上昇させても、不安定が発生しないという評価結果となった。そこで、BOSTコードの改修を実施したので、その状況を報告する。現在までに、いくつかの要改修点が発見され、改修を実施したが、高圧条件において著しく安定となる原因は突き止められておらず、今後以下の検討が必要と考えられている。・コーディング内容の確認・メッシュ数の拡張・出力機能の充実しかし、BOSTコードは1975年に作成されたコードであり、その後改修を重ねてはいるが、比較的簡単な基礎式を多数のメッシュで解く現代の計算コードと比較すると、コーディング内容が複雑で改修には多大な労力が必要になる。このため、給水圧力が18MPaを越えるような高圧条件のSGを解析対象とする場合には、最新の知見をとり入れた流動安定性解析コードを作成することを今後検討するべきであると考える。

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