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論文

Numerical simulation of liquid jet behavior in shallow pool by interface tracking method

鈴木 貴行*; 吉田 啓之; 堀口 直樹; 山村 聡太*; 阿部 豊*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

In the severe accident (SA) of nuclear reactors, fuel and components melt, and melted materials fall to a lower part of a reactor vessel. In the lower part of a reactor vessel, in some sections of the SAs, it is considered that there is a water pool. Then, the melted core materials fall into a water pool in the lower plenum as a jet. The molten material jet is broken up, and heat transfer between molten material and coolant may occur. This process is called a fuel-coolant interaction (FCI). FCI is one of the important phenomena to consider the coolability and distribution of core materials. In this study, the numerical simulation of jet breakup phenomena with a shallow pool was performed by using the developed method (TPFIT). We try to understand the hydrodynamic interaction under various, such as penetration, reach to the bottom, spread, accumulation of the molten material jet. Also, we evaluated a detailed jet spread behavior and examined the influence of lattice resolution and the contact angle. Furthermore, the diameters of atomized droplets were evaluated by using numerical simulation data.

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

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

Measurement of water-steam flow behavior and pressure distribution in venturi scrubber

上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 鈴木 貴行*; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10

A venturi scrubber is one of the filtered venting systems and removes fuel productions (FPs) by spraying with the scrubbing water by self-priming. The FPs removal performance of the system was confirmed by various tests. However, the flow pattern of the water-steam two-phase flow and pressure distributions in the venturi scrubber which is one of the most important factors for the removal performance has not been experimentally clarified. In this study, water-steam flow behavior and pressure distributions in a single venturi scrubber were measured. The experiment resulted in the scrubbing water decreased with increasing the steam throat velocity with the increase of the throat pressure. On the lower steam velocity conditions, spray was generated from the wavy of the water column ejected from the water supply pores. The water film was generated with the increase of even higher velocity. The pressures for each position in the venturi nozzle were almost the same and approximately 100 kPa in the self-priming mode. On the scrubbing water stop condition, the pressure was higher at the throat than the water head pressure and negative pressure at the downstream of the throat. The result indicate that the scrubbing water can be supplied at this position on the decrease and the stop conditions of the supplied scrubbing water with the high steam velocity.

論文

Numerical study on effect of nucleation site density on behavior of bubble coalescence by using CMFD simulation code TPFIT

小野 綾子; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10

軽水炉をはじめとする超高熱流束を扱う機器において限界熱流束の評価は重要であるが、そのメカニズムはいまだ解明されていない。限界熱流束の予測モデルの一つであるマクロ液膜蒸発モデルにおいて、モデル内で用いる液膜量を評価するマクロ液膜形成モデルが提案されており、そのモデルの中では液膜は合体泡の接合時に蒸気泡の中に取り込まれることが仮定されている。本研究では、このモデルの仮定を数値解析を用いた流体力学的な観点で検証する。

論文

二相流解析コードTPFITと電磁場解析ソフトウェアEMSolutionを用いたワイヤメッシュセンサ周りの気泡挙動と電場分布の同時評価手法の開発

上澤 伸一郎; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

混相流シンポジウム2018講演論文集(インターネット), 2 Pages, 2018/08

気液の存在割合を表すボイド率は気液二相流の重要な物理量であり、様々な分野の機器設計や流動特性を理解する上で欠かせないパラメータである。そのボイド率の流路断面2次元分布のリアルタイム計測が可能な手法として、ワイヤメッシュセンサ(以下、WMS)がある。WMSには流路内にワイヤを多数挿入するため流動が阻害され、その電場分布の非一様性による気泡位置に対する計測誤差は十分に確認されていないなどの課題がある。これらの計測への影響は、使用するワイヤの本数や流動条件で異なると考えられるため、WMSをテスト部に実装する前に、その計測性能や計測への影響を評価できる数値解析手法が必要である。そこでWMSの計測性能と上記問題点を計算機上で評価するための、WMSにおける気泡挙動・電場分布の同時評価手法の開発を実施した。解析の有用性を把握するため、3$$times$$3の2線式WMSにおける単一気泡の挙動・電流密度分布解析を行い、ワイヤによって気泡が大きく変形することを再現できたとともに、WMSは送信-受信ワイヤ間外にも有意な感度を持つこと、送信-受信ワイヤ間に気泡があっても、その位置によってボイド率が変化するなど、これまで明らかにされていなかったWMSの感度領域に関する新たな知見を得た。

論文

Numerical study on effect of pressure on behavior of bubble coalescence by using CMFD simulation

小野 綾子; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

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

液膜蒸発モデルに基づいた限界熱流束予測評価手法の開発において必要な伝熱面ごく近傍の気泡の挙動や気泡同士の接合現象について、詳細二相流解析コードTPFITによる発泡,気泡生長および接合をシミュレートすることで知見を得る。本発表では、高圧域での沸騰現象の理解と、気泡形状の影響の理解のために、圧力をパラメタとした解析結果に基づいて、気泡の挙動に圧力が与える影響について報告する。

論文

Development of numerical simulation for jet breakup behavior in complicated structure of BWR lower plenum, 6; Influence of the simulant molten fuel properties on jet breakup phenomenon in multi-channels

鈴木 貴行; 吉田 啓之; 阿部 豊*; 金子 暁子*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

BWRの安全性向上のため、福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握することは必要であり、特に炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価することは重要である。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する、制御棒案内管等の影響を受けることが予想される。そこで原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を開発している。本研究では、原子力機構で開発中の詳細二相流解析コードTPFITを拡張することにより、複雑な構造物の影響を含めて溶融燃料落下挙動を評価できる解析手法を開発する。本報告では、TPFITをもとに開発中の解析手法を用い、模擬溶融物質の物性値が溶融ジェット挙動に与える影響について評価した。その結果、模擬物質の物性値のうち密度及び表面張力が、溶融ジェットの微粒化挙動に対して最も大きな影響を与えることが分かった。

論文

Development of numerical evaluation method for fluid dynamics effects on jet breakup phenomena in BWR lower plenum

鈴木 貴行; 吉田 啓之; 永瀬 文久

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.968 - 976, 2014/07

AA2013-0900.pdf:0.61MB

 被引用回数:4 パーセンタイル:59.64(Nuclear Science & Technology)

The jet breakup phenomena of molten core during a severe accident are affected by the complicated structures, such as control rod guide tubes, instrument guide tubes and core support plate, in the lower plenum of Boiling Water Reactors (BWRs). Multi-phase computational fluid dynamics approach is considered to be the best way to estimate the jet breakup phenomena in the BWR lower plenum, and a simulation method has been developed based on interface tracking method code TPFIT (Two Phase Flow simulation code with Interface Tracking). The developing simulation method was applied to single/multi-channel experiments for verification and validation in this study. More specifically, numerical results from the simulation were compared to experimental results obtained by the multi-phase flow visualization technique with a high speed camera and the PIV method. As a consequence, the simulation method developed in this study was qualitatively validated for the jet breakup phenomena in the complicated structure.

論文

BWR複雑流路内における溶融燃料落下挙動

齋藤 隆介*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 鈴木 貴行; 吉田 啓之; 永瀬 文久

日本機械学会関東支部第19期総会講演会講演論文集, p.421 - 422, 2013/03

福島第一原子力発電所の燃料取出しに向けた炉内状況の把握には、溶融燃料がBWR圧力容器下部へ落下した際の、水中に落下した燃料の崩壊(ジェットブレイクアップ)や、ブレイクアップ時の溶融燃料の微粒化挙動の把握が必要と考えられる。そこで日本原子力研究開発機構では、炉内状況の把握とBWRの安全性向上のため、圧力容器下部への溶融燃料落下挙動を、複雑構造物の影響を含めて詳細に予測する解析手法の開発を行っている。本研究では、解析手法開発に必要となる検証データを、BWR下部構造を模擬した可視化観測実験にて取得することを目的としている。本報告では、BWR下部構造を模擬して製作した実験装置の概要及び実験より得られた流路構造物がジェット落下挙動に及ぼす影響について報告する。

論文

詳細二相流解析コードTPFITの水噴流に対する検証,2; 高流量に対する境界条件の検討

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之; 生田 隆平*; 小泉 安郎*

第16回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.103 - 106, 2011/06

燃料集合体における沸騰限界発生の要因は幾つかあるが、伝熱面表面のドライパッチ形成は最も重要な要因の一つである。これを数値解析する場合、自由界面に対する予測精度向上が求められる。そこで本研究では原子力機構で開発している詳細二相流解析コードTPFITのドライパッチ形成過程に対する適用性評価の第一段階として、静止大気中の準定常的な水噴流崩壊現象を対象とし、検証データベースを取得するとともにTPFITの検証を行っている。本報では、高流量域に対する計算を安定かつ高精度で実施するため境界条件の検討を行った。その結果、ソンマーフェルト放射境界条件と流出条件を組合せることで、水噴流に対して安定な計算が行えることを確認した。

論文

Numerical analysis of windowless target in accelerator driven system by use of TPFIT

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之

Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/11

A windowless target is currently developed within EUROTRANS. The target couples an Accelerator Driven Systems (ADS) to a subcritical reactor core. In the windowless target, heavy liquid metal is flowing downwards through a concentric feeder surrounding the beam tube and forms a conical free surface. Then, to design the windowless target, a numerical simulation method for this free surface is required. In this paper, as a first step of development of the numerical simulation method for free surface in the windowless target, the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed in JAEA is applied to steam-water experiments that modeled the windowless target. In the results, TPFIT could simulate complicated two-phase flow structure in the windowless target. In addition, recirculation at the center of the free surface was reproduced very well by the present numerical simulation.

論文

Verification of detailed two-phase flow simulation code TPFIT to water jet experiment

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之; 小泉 安郎*

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

In this study, the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed in the JAEA was applied to the water jet experiment as a first step of the validation work of the TPFIT for annular and dispersed flow. The liquid film that flowed on the fuel rod surface under the annular two-phase flow condition was imitated as the water jet. In the experiment, water gushed out downward from the nozzle to the atmosphere, and the water jet shapes were observed by a high-speed camera. Results of the detailed numerical simulation of the TPFIT were compared with the measured data including water jet shapes, water jet collapse length and length of water jet surface wave. In the results, the TPFIT could predict length of water jet surface wave. However, the predicted collapse length did not agree with the measured values. It is concluded that the evaluation method of surface tension force must be modified to improve accuracy of numerical simulations.

論文

詳細二相流解析コードTPFITによる加速器駆動未臨界炉ウィンドウレスターゲットの数値解析

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之

日本混相流学会年会講演会2010講演論文集, p.344 - 345, 2010/07

加速器駆動未臨界炉では熱的に厳しいターゲット窓の利用を回避するため、冷却材-ガス間に形成した自由表面をターゲット境界として利用するウィンドウレスターゲットの採用が検討されている。この設計で必要な自由表面挙動を予測するため、原子力機構では、詳細二相流解析コードTPFITによる設計手法を開発している。本報告では、水-蒸気実験を模擬した解析をTPFITで行い、その適用性を評価した。その結果、TPFITにより、実験結果と定性的に一致する界面形状を再現できることを確認するとともに、ターゲット中心部に見られる再循環についても評価できることを確認した。

論文

改良二流体モデルによる原子炉熱設計手法の開発,1; 数値安定性向上のための改良

吉田 啓之; 細井 秀章; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之

第15回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.273 - 276, 2010/06

原子力機構では数値解析を主体とした燃料集合体熱設計手法の確立を目指し、三次元二流体モデルと界面追跡法を組合せた改良二流体モデルを開発している。これまでの開発により、基本的な解析手法を構築したが、数値安定性が低いため、十分な解析結果を得ることができなかった。そこで、改良二流体モデルの数値安定性向上方法について検討を行い、圧力勾配の取り扱いと気泡及び液滴体積割合評価法に課題があることを確認した。そこで、課題解決にあたり、これらの課題についての改良を実施するとともに、改良を実施した改良二流体モデルを用いて適切な改良が実施されたことを確認するための解析を実施した。その結果、低い数値安定性のためにこれまで実施が困難であったボイド率が0及び1の2つの領域を含む解析や、乱流モデルを含む二相流モデルを用いた解析等が安定に実施できることを確認し、改良の有効性を示した。

論文

Development of advanced two-fluid model for boiling two-phase flow in rod bundles

吉田 啓之; 細井 秀章*; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/05

Two-fluid model is useful for thermal hydraulic analysis in large-scale domain such as rod bundles. However, the two-fluid model includes a lot of constitutive equations. Then, applicability of these constitutive equations must be verified by use of experimental results. To solve these problems, we have been developing an advanced two-fluid model. In this model, an interface tracking method is combined with the two-fluid model to predict large interface structures behavior accurately. Interface structures larger than a computational cells, such as large droplets and bubbles, are calculated using the interface tracking method. And those smaller than cells are simulated by the two-fluid model. In this study, we modified this model to improve the stability of simulation and reduce the computational time. Moreover, the numerical simulation of two-phase flow in various flow channels including boiling two-phase flow were performed.

論文

Numerical prediction of pressure loss in tight-lattice rod bundle by use of 3-dimensional two-fluid model simulation code ACE-3D

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 11 Pages, 2009/09

In this paper, boiling two-phase flow analysis in a tight-lattice rod bundle was performed by the ACE-3D. In the results, the void fraction in an outermost region of the rod bundle is lower than that in a center region of the rod bundle. The tendency of void fraction distributions agreed with the measurement results by neutron radiography qualitatively. Moreover the pressure distribution in a horizontal plane induced by the void fraction distribution was the cause of bubble movement from the gap region to the subchannel region. The predicted pressure loss in the axial section without spacers accorded with experimental results with a difference of around 10%. The predicted friction pressure loss was underestimated around 20% of measured values, and the effect of the turbulence model is considered as one of the causes of this underestimation.

論文

稠密燃料集合体内圧力損失に対する揚力モデルの影響の評価

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之

第14回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.119 - 120, 2009/06

原子力機構では数値解析を主体とした燃料集合体熱設計手法の確立を目指し、三次元二流体モデルを用いた二相流解析コードACE-3Dを開発している。本報告では、ACE-3Dコードを、稠密燃料集合体内圧力損失の評価に適用し、実験値と比較した結果を示すとともに、圧力損失に対する揚力モデルの影響について検討した結果を示す。実験値には、原子力機構で実施した稠密37本模擬燃料集合体による伝熱流動試験結果を使用した。揚力モデルを使用することによって燃料集合体内のボイド率分布を高い精度で予測できることがわかった。また、圧力損失に関して10%程度の誤差で予測できることを確認した。

論文

改良界面追跡法による燃料集合体内流路閉塞効果実験解析

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 鍋島 邦彦; 高瀬 和之

日本機械学会関東支部第15期総会講演会講演論文集, p.105 - 106, 2009/03

燃料棒間隔が現行軽水炉の燃料集合体と比較して著しく小さい稠密燃料集合体では、燃料棒曲がりなどに伴う流路閉塞の効果が除熱性能に与える影響を評価する必要がある。原子力機構では、流路閉塞の効果を、そのメカニズムも含めて把握することを目的として、中性子ラジオグラフィによるボイド率測定実験と詳細二相流解析コードTPFITによる数値解析を行っている。本報告では、燃料集合体内流路閉塞効果実験を模擬して実施した数値解析の結果を示す。流路閉塞により流路断面積が減少した領域では加速による流速増加によって複雑な流動現象を生じることがわかった。

論文

三次元二流体モデル解析コードACE-3Dによる稠密燃料集合体内圧力損失の評価

鈴木 貴行*; 吉田 啓之; 高瀬 和之

日本機械学会関東支部第15期総会講演会講演論文集, p.103 - 104, 2009/03

原子力機構では、沸騰水型原子炉燃料集合体の除熱性能を評価するため、解析的アプローチにより燃料集合体内の流動挙動を把握することを目的として、実験に依存しない機構論的熱設計手法の開発を実施している。本研究では、原子力機構で開発している三次元二流体モデル解析コードACE-3Dによる燃料集合体熱設計手法開発の一環として、原子力機構で実施した大型熱特性試験の37本バンドル試験体を対象とした沸騰二相流解析に、ACE-3Dを適用し、燃料集合体内の圧力損失を比較した結果について報告する。試験データとの比較を通して、スペーサを含まない区間について、燃料集合体内の圧力損失を定量的に予測できることを確認した。

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