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論文

Droplet generation during spray impact onto a downward-facing solid surface

Zhan, Y.*; Sun, G.*; 大川 富雄*; 青柳 光裕; 高田 孝

Experimental Thermal and Fluid Science, 126, p.110402_1 - 110402_8, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Thermodynamics)

Experiments were conducted to explore the droplet generation process when an ascending liquid spray impacts on a downward-facing solid surface. The droplets generated in the present experiments were classified into the two types: one is the splashing droplets generated by the impacts of droplets in spray and the other is the falling droplets produced from a liquid film formed on the solid surface. The falling droplets were further classified to the first falling droplets and the satellite droplets. It was found that the ratio of the splashing droplets increases with an increase in the impact Weber number. The size of the splashing droplets was in the same order with the impacting droplets in spray. On the other hand, the size of the falling droplets was inversely proportional to their order. Using the experimental data, dimensionless correlations were developed for the rates and sizes of the splashing and falling droplets.

論文

Numerical modeling of radiation heat transfer from combusting droplets for a sodium fire analysis

青柳 光裕; 高田 孝; 宇埜 正美*

Nuclear Engineering and Design, 380, p.111258_1 - 111258_11, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

This study aims to model radiation heat transfer from combusting droplets numerically. In the modeling, radiation energy transport on the combusting area around a sodium droplet is formulated considering emission, absorption and scattering as interaction with surrounding gas radiation. Radiation energy from the combusting droplets is added to the source term of the radiation transport equation in the 6-flux gas radiation model for the multi-dimensional sodium fire analysis code AQUA-SF. Direct radiation heat transfer from combusting droplets can be simulated by this improved model. The improved model is tested through the verification analyses of single droplet combustion and the benchmark analysis on the upward sodium spray combustion experiment. The results of the test analyses show increase in heat transfer to the walls due to the droplet radiation. As the result, the sodium fire analysis becomes more reasonably by the improved model.

論文

Study of sodium pool fire model improvement in MELCOR for SFR

Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕

Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.824 - 827, 2021/06

原子炉安全解析コードMELCORの次世代ナトリウム冷却高速炉への適用性強化として、ナトリウム化学反応(NAC)パッケージの開発を実施している。先行研究におけるF7-1プール燃焼実験のベンチマーク解析での知見に基づき、本研究では酸化物層の燃焼抑制効果,ナトリウムプール拡がり,プール-床間の伝熱について、それぞれモデル改良を実施した。これらのモデル改良の結果、F7-1実験でのプール燃焼の主要挙動が良好に再現するようになり、本モデル改良によるMELCORコードのナトリウムプール燃焼への適用性向上がなされた。

論文

Experimental study on secondary droplets produced during liquid jet impingement onto a horizon solid surface

Zhan, Y.*; 桑田 裕介*; 大川 富雄*; 青柳 光裕; 高田 孝

Experimental Thermal and Fluid Science, 120, p.110249_1 - 110249_12, 2021/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.93(Thermodynamics)

Experiments were preformed to measure the mass and size of secondary droplets splashed during liquid jet impingement onto a horizontal solid surface. To explore the effects of liquid hydraulic properties, pure water, two aqueous solutions of glycerin, and two aqueous solutions of ethanol were used as the test solutions. Using the experimental data accumulated in this work, dimensionless correlation was developed for the splash ratio. Here, it was assumed that the mass of secondary droplets splashed per impact can be expressed as a function of the impact Weber number and the Ohnesorge number. The correlations for the Sauter mean diameter and the size distribution of secondary droplets were also proposed. It was shown that the size distribution of the secondary droplets can be fitted with the log-normal distribution. Two parameters determining the log-normal distribution profile were correlated by the impact Weber number.

論文

Sodium fire collaborative study progress; CNWG fiscal year 2020

Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕

SAND2021-0136 (Internet), 53 Pages, 2021/01

本報告書は、サンディア国立研究所と原子力機構のナトリウム燃焼分野に係る2020年共同研究成果について述べている。はじめに、MELCORコードに導入されているナトリウムプール燃焼モデルと関連する解析の入力項目について述べる。本成果では、プール燃焼モデルの改良がなされ、コントロールファンクション機能によって解析に組み込んでいる。改良モデルを含むプール燃焼モデルを評価するために、JAEAのF7-1ナトリウムプール燃焼解析を実施する。解析結果の考察とともに、更なるモデル改良について検討する。最後にこれまでの成果を踏まえた次年度のMELCOR解析の方向性について述べる。

論文

Sodium fire analysis using a sodium chemistry package in MELCOR

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; Louie, D. L. Y.*; Clark, A. J.*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

原子炉安全解析コードMELCORの次世代ナトリウム冷却高速炉への適用性強化として、ナトリウム化学反応(NAC)パッケージの開発を実施している。本研究ではF7-1プール燃焼実験のベンチマーク解析を実施して、プール燃焼モデルの評価と、今後のモデル改良に向けた課題抽出を実施した。MELCOR解析の結果、ナトリウム供給中のプール燃焼率やプール温度、ガス温度等は、実験結果よりも低い結果が得られた。これはナトリウムプールから床への過剰な伝熱が原因であり、床の伝熱モデルを改良する必要性が示唆された。ナトリウム供給停止後は、実験ではプール表面の酸化物層の影響で燃焼率が抑制されたが、解析ではこの効果がモデル化されていないため、比較的高い燃焼率や温度が継続した。この結果より、酸化物によりプール燃焼の抑制するモデルも組込みが必要である。

論文

Development of ex-vessel phenomena analysis model for multi-scenario simulation system, spectra

内堀 昭寛; 青柳 光裕; 高田 孝; 大島 宏之

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

ナトリウム(Na)冷却高速炉のシビアアクシデント時炉内/炉外事象を一貫して評価するマルチシナリオシミュレーションシステムSPECTRAを新たに開発した。本件では、炉外側の質点系圧縮性気相挙動解析モジュール及びNa-コンクリート相互作用モジュールの妥当性を基礎的な解析から個別に確認し、さらに原子炉容器及び1次冷却系配管からのナトリウム漏えいを想定とした解析を実施し、炉外側モジュール全体としての妥当性を確認した。

論文

Numerical validation of AQUA-SF in SNL T3 sodium spray fire experiment

曽根原 正晃; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; Clark, A. J.*; Louie, D. L. Y.*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 4 Pages, 2020/08

ナトリウム燃焼における多次元効果の検証のために、原子力機構においてSNL T3ナトリウム燃焼試験をAQUA-SFおよびSPHINCSコードを用いて検証を行った。解析において、試験中の燃焼停止期間を模擬し、ナトリウム液滴径の最適化を行うことで、試験結果の再現を行った。その際、AQUA-SFにおけるBest estimateの液滴径は2.5mmとなり、ハイスピードカメラによる測定と矛盾しない結果を得ることができた。

論文

Sodium fire models for in- and ex-vessel safety analysis code SPECTRA

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之

Transactions of the American Nuclear Society, 122(1), p.862 - 865, 2020/06

ナトリウム冷却高速炉における過酷事故を含む多様なシナリオでの炉内/炉外事象を一貫解析可能なツールとしてSPECTRAコードを開発している。本報ではSPECTRAコードの全体像および、ナトリウム燃焼モデルの概要と検証・妥当性評価について述べる。SPECTRAは炉内/炉内のそれぞれでの熱, 物質, 運動量輸送を計算する炉内・炉外基本モジュールをベースとして、両基本モジュールを連成させることで炉内・炉外事象を一貫して解析する。また炉内における溶融燃料挙動や、炉外でのナトリウム化学反応等の主要な個別現象はサブモジュールによって計算される。ナトリウム燃焼サブモジュールは、既存のナトリウム燃焼解析コードAQUA-SFおよびSPHINCSから物理モデルを抽出し、SPECTRAへ組み込まれている。検証では、既存コードによる結果と比較し、良好に一致することが確認されている。また基礎的な妥当性確認として、単一液滴落下実験(FDシリーズ)のベンチマーク解析を実施し、SPECTRAによる解析結果は落下速度や燃焼率について実験結果を良好に再現している。

論文

Effects of surface tension and viscosity on liquid jet breakup

Zhan, Y.*; 桑田 裕介*; 丸山 清嵩*; 大川 富雄*; 榎木 光治*; 青柳 光裕; 高田 孝

Experimental Thermal and Fluid Science, 112, p.109953_1 - 109953_8, 2020/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:68.53(Thermodynamics)

The breakup process of liquid jet was explored through visualization to develop a prediction model for liquid splash. Water, ethanol aqueous solution, and glycerin aqueous solution were used as the test liquids to explore the effects of surface tension and viscosity. Since the droplets were produced due to jet breakup, the impact frequency was zero just downstream of the nozzle and increased asymptotically with an increase in the distance from the nozzle. Thus, auxiliary correlations were developed for the minimum breakup length where the jet breakup is initiated, the maximum breakup length where the jet breakup is completed, the mean droplet size and the impact frequency. It was demonstrated that the impact frequencies calculated by the proposed model agree with the experimental data fairly well. For the application to coolant leakage in sodium-cooled fast reactors, a simple method to ensure conservative estimation of the impact frequency was also proposed.

論文

PIRT手法によるナトリウム火災時の重要現象評価

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00366_1 - 19-00366_8, 2020/03

ナトリウム(Na)冷却高速炉においては、冷却材Naの漏えいに伴うNa火災の発生が懸念されている。Na火災時の種々の影響を評価するため、原子力機構ではNa燃焼解析コードを開発している。本報では、Na火災事象における関連現象の重要度評価および重要現象に対する評価マトリクスの構築とともに、評価マトリクスに基づくNa燃焼解析コードAQUA-SFおよびSPHINCSの妥当性評価解析について述べる。妥当性評価解析は、Run-E1スプレイ燃焼実験に対して実施し、両解析コードによる圧力変化挙動は実験結果と良好な一致を示した。

論文

Identification of important phenomena through the PIRT process for development of sodium fire analysis codes

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Design, 353, p.110240_1 - 110240_10, 2019/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:44.1(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。またモデルの妥当性評価のための評価マトリクスを構築した。さらに、より精緻な妥当性評価を念頭に、エアロゾル挙動モジュールおよび多次元コードのCFDモジュールの詳細な評価に関する検討を実施した。

論文

Development of evaluation method for in-place cooling of residual core materials in core disruptive accidents of SFRs

今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 11 Pages, 2019/05

ナトリウム冷却高速炉の事故における炉心からの燃料流出の後の炉心残留燃料の冷却は、炉心物質の分散割合に大きな影響を与えるものであり、炉容器内保持(IVR)を達成するための重要な要素である。残留炉心物質の冷却は「インプレース冷却」と呼ばれ、その評価を行うため、実機についての予備解析をSIMMER-IIIにより行った。その解析結果に基づき、重要度ランクテーブル(PIRT)の手法を適用した。そして、PIRTによって抽出した3つの熱流動現象の調査とSIMMER-IIIの妥当性確認への活用のため、それらの現象に着目した基礎的な実験を考案した。また、実機でのインプレース冷却の際に発生し得るナトリウム液位の継続的な振動現象を実現するため、SIMMER-IIIによるサーベイ解析を実施した。その結果、液位振動の振幅や継続時間に対する実験条件の影響が定量的に明らかになり、具体的な実験条件を決定するために必要な知見が得られた。

論文

Multi-dimensional numerical benchmark analysis of SNL T3 sodium spray combustion experiment with AQUA-SF code

曽根原 正晃; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; Clark, A. J.*; Denman, M. R.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

日米国際協力CNWGの枠組みの一環として、Sandia National Laboratoriesと原子力機構の共同でSNL T3/T4試験をベンチマーク解析に用いて多次元解析コードAQUA-SFと質点系コードSPHINCSを利用し、ナトリウム燃焼の研究を進めている。本稿ではT3試験を使用し乱流効果や液滴輻射といった多次元効果の影響を明らかにするためにAQUA-SFの感度解析を行った。その結果、乱流効果や液滴輻射およびナトリウム液滴燃焼部の温度上昇がスプレイ燃焼率に大きく影響することが確認された。

論文

Droplet generation during liquid jet impingement onto a horizontal plate

Zhan, Y.*; 大箭 直輝*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 青柳 光裕; 高田 孝

Experimental Thermal and Fluid Science, 98, p.86 - 94, 2018/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:55.81(Thermodynamics)

In sodium-cooled fast reactors, liquid sodium leakage may lead to fire accident. In the case that the liquid sodium is discharged as a liquid jet, a number of droplets are produced during liquid jet impingement on the structures. In the present work, a liquid jet was emanated vertically downward from a circular nozzle hole onto a horizontal disk to measure the total amount and the maximum size of splashed droplets. It was found that a significant amount of liquid was splashed when the liquid jet impinged as a broken jet. Thus, a prediction method was first developed for the impact frequency of the primary droplets produced due to the jet breakup. It was then shown that a phenomenological model using the impact frequency and the impact Weber number as the important variables can predict the splashing rate well. It was also indicated that the size of the maximum splashed droplets was fairly proportional to the size of primary droplets.

論文

Multi-dimensional numerical investigation of sodium spray combustion; Benchmark analysis of SNL T3 experiment

曽根原 正晃; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; Clark, A. J.*; Denman, M. R.*

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

日米国際協力CNWGの枠組みの一環として、Sandia National Laboratoriesと原子力機構の共同でSNL T3/T4試験をベンチマーク解析に用いて多次元解析コードAQUA-SFと質点系コードSPHINCSを利用し、ナトリウム燃焼の研究を進めている。本著ではT3試験を使用し乱流効果や液滴輻射といった多次元効果の影響を明らかにするためにAQUA-SFの感度解析を行った。その結果、乱流効果や液滴輻射がスプレイ燃焼率に大きく影響することが確認された。

論文

Numerical modeling of radiation heat transfer under sodium spray combustion in sodium-cooled fast reactors

青柳 光裕; 高田 孝; 大野 修司; 宇埜 正美*

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

ナトリウムの漏えい燃焼はナトリウム冷却高速炉における懸念事項の一つである。その際、ふく射は主要な熱移行形態であり、本研究では燃焼液滴からのふく射熱移行をモデル化する。液滴表面での放射および吸収、散乱を考慮して、ふく射の壁面境界と同様な定式化によってモデル化を行う。開発したモデルの確認として、単純体系での検証解析や上向きスプレイ燃焼試験のベンチマーク解析を実施する。その結果、従来のモデルで生じていたガス温度や圧力の過大評価が低減されることが確認された。

論文

A Study on splashing during liquid jet impingement onto a horizontal plate

桑田 裕介*; Zhan, Y.*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 青柳 光裕; 高田 孝

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

ナトリウム冷却高速炉の冷却材が漏洩した場合の熱影響解析精度向上に向けて、ノズルより鉛直下向きに液体を噴射し、水平固体面に衝突した場合の粘度を考慮した飛散液滴量相関式について検討した。

論文

Estimation of porosity and void fraction profiles in a packed bed of spheres using X-ray radiography

伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 松場 賢一; 神山 健司

Nuclear Engineering and Design, 334, p.90 - 95, 2018/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:65.87(Nuclear Science & Technology)

多孔質媒体を通過する二相流を理解することは、軽水炉のみならずナトリウム冷却高速炉を対象としたシビアアクシデント解析コードを開発する上でも必要なことである。ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時には溶融燃料と冷却材が相互作用した結果として、多孔質状のデブリベッド内で気液二相流が形成されると考えられる。このような多孔質媒体中における二相流場の特性を明らかにするためには、局所的な空隙率とその分布を把握することが重要である。本研究では、X線ラジオグラフィを用いて球体充填層内における局所空隙率を測定するとともに、その径方向分布を評価し、従来の空隙率モデルと比較した。さらに、球体充填層内を通過する空気と水の二相流におけるボイド率の径方向分布を得た。

論文

Improvement of a physical model for blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing for core safety evaluation of SFRs

青柳 光裕; 神山 健司; 飛田 吉春

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.530 - 538, 2018/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.37(Nuclear Science & Technology)

The SIMMER code has been developed to analyze event progression during core disruptive accidents (CDAs) in sodium-cooled fast reactors. One of key phenomena during CDAs is blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing since it affects reactivity. A physical model for blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing in the SIMMER code is improved in this study to dissolve some inconsistencies between the modeling and the physical phenomena involved in the solid-liquid mixture flow with freezing for more precise evaluation of CDA. The improved model is validated with a systematical procedure through a benchmark analysis of an experiment. Consequently, experimental penetration behaviors are simulated reasonably by the SIMMER code analysis with the improved model while excessive blockage formation occurred in the analysis with the original model.

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