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二ノ方 壽*; Pellegrini, M.*; 上出 英樹; Ricotti, M.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13), Vol.2, p.151 - 166, 2015/04
高速炉の設計と安全確保に関するマルチフィジックス現象の数値モデルとシミュレーションに関する研究の現状を示す。強調すべき点は高サイクル熱疲労における構造-流動相互作用、ナトリウム-水反応現象、炉心損傷時の多相多成分熱流動を含む評価手法の実用的な検証プログラムにある。そのような手法と検証の一部を部分効果試験,総合試験を含めて示すとともに、解析誤差と不確定性に関する定量的な検証についても言及する。
豊岡 淳一; 遠藤 寛*; 飛田 吉春; 二ノ方 壽*
日本原子力学会和文論文誌, 12(1), p.50 - 66, 2013/03
本研究では、FBRにおいて炉心損傷事故が発生した場合でも、燃料集合体内に設置した内部ダクトを介して溶融燃料を炉心外に排出し厳しい再臨界を防止する設計対策(FAIDUS)の原理的有効性を確認する観点から、カザフスタンIGR炉で実施されたID1試験結果に伝熱挙動解析コードTAC2D及び炉心損傷事故解析コードSIMMER-IIIを適用し、高温融体と接触したダクト壁の伝熱・破損機構を明らかにする目的で体系的な伝熱挙動評価を行った。本研究で得られた知見から、ID1試験で見いだされたダクト壁の早期の高熱流束破損機構はFAIDUS集合体への要求条件「炉心損傷事故時に燃料集合体のラッパ壁が破損する以前の早期段階においてFAIDUS集合体の内部ダクト壁が破損し、燃料集合体内に生成された溶融燃料が集合体外に流出すること。」を大略満足し、FAIDUS概念の原理的成立性を支持していると判断される。
二ノ方 壽*; 上出 英樹
Nuclear Technology, 181(1), p.11 - 23, 2013/01
被引用回数：2 パーセンタイル：18.63(Nuclear Science & Technology)日本の高速炉開発に関して、特に機構が進めるJSFRの設計研究と関連する熱流動研究に焦点を当てて熱流動観点で重要なpointを述べる。JSFRでは幾つかの革新技術、例えば完全自然循環方式崩壊熱除去系,炉心損傷事故時の再臨界を排除できる炉心概念が、より高い安全レベルを達成するために考案,研究され、その評価が進んでいる。ここではその研究開発成果を紹介する。
二ノ方 壽*; 上出 英樹
Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 20 Pages, 2011/09
NURETH-14国際会議のKeynote Lectureとして、日本における高速炉開発に関して特にJSFRの設計研究と関連する熱流動研究に焦点を当てて重要なポイントを述べる。JSFRでは幾つかの革新技術、例えば完全自然循環方式崩壊熱除去系、炉心損傷事故時の再臨界を排除できる炉心概念が、より高い安全レベルを達成するために研究され、その評価が進んでいる。ここではその成果を紹介する。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 叶野 琢磨; Merzari, E.*; 二ノ方 壽*
Annual Report of the Earth Simulator Center April 2006 - March 2007, p.223 - 228, 2007/09
原子炉内熱流動挙動の詳細を大規模シミュレーションによって明らかにする研究を行っている。従来の熱設計手法ではサブチャンネル解析コードに代表されるように実験データに基づく構成式や経験式を必要とするが、新型炉開発では熱流動データベースが十分ではないため、従来手法による熱設計では高精度の予測は困難である。そこで、シミュレーションを主体とした先進的な熱設計手法を構築し、従来手法と組合せることによって効率的な新型炉開発の実現を目指している。このため、地球シミュレータを利用して次の研究を行っている。1つは将来型軽水炉の燃料集合体内二相流挙動を大規模シミュレーションによって計算機上に再現する研究であり、日本原子力研究開発機構が担当している。もう1つは、高速炉を対象にした複雑流路内乱流挙動を大規模シミュレーションによって解明する研究であり、これは東京工業大学が担当する。本報では、日本原子力研究開発機構による稠密燃料集合体内水-蒸気二相流挙動の詳細予測結果と東京工業大学による大規模乱流シミュレーションの結果について報告する。
Kriventsev, V.; 二ノ方 壽; 山口 彰; 大島 宏之
Journal of Fluid Mechanics, 0 Pages, 2003/12
None
二ノ方 壽*; 三澤 丈治*; Baglietto, E.*; 青木 尊之*; Sorokin, A. P.*; 前川 勇*; 大島 宏之; 山口 彰
JNC TY9400 2003-010, 170 Pages, 2003/03
JNC-TY9400-2003-010.pdf:5.42MB
湾曲、変形を想定した高燃焼度高速炉炉心燃料や稠密配列燃料格子燃料に対し、様々な運転条件下における燃料表面壁せん断応力や被覆管温度分布、冷却材および燃料の温度分布を詳細に評価して燃料の温度制限に対する適正な裕度を確認するとともに、Design by Analysis のツールとしての熱流動大規模数値シミュレーション手法を提案する。適用範囲に限界があるホットスポットファクターや実験に基づく経験論的なアプローチなどに代わり、数値シミュレーションによって、高燃焼度、長寿命、高信頼性、安全性、運転・保守の容易性、核廃棄物量の最少化などの諸要求条件を充たす高速炉炉心の熱流動設計の最適化を容易とする。直交座標系と曲線座標系の間の座標変換を利用して、燃料集合体のような複雑形状を有する流路内の熱流動現象を詳細に解析する擬似乱流直接シミュレーションコードを開発し、座標変換前後の計算の妥当性について各種簡易形状流路内乱流熱伝達を計算して検証するとともに、物理量分布や乱流統計量などについて実験結果と比較し精度の確認を行った。また、擬似直接乱流シミュレーションを三角配列無限大本数ピン集合体に適用した結果の妥当性を、公開文献にある実験結果および汎用CFDコードSTAR-CDによるレイノルズ平均N-S方程式系の計算結果と比較して示すとともに、運動量・エネルギーの輸送プロセスに与える乱流の非等方性による二次流れの影響の重要性が強調された。さらに、円管形状に拘らない任意の新型高性能被覆管形状を考慮に入れて、熱流動の観点から最適の形状および配列を検討した。
大島 宏之; Kriventsev, V.; 山口 彰; 二ノ方 壽
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.655 - 663, 2003/00
被引用回数：8 パーセンタイル：49.89(Nuclear Science & Technology)断面形状が任意の直管内乱流発達流れにおけるレイノルズ応力を評価するための新しい乱流モデルを提案する。このマルチスケール粘性モデル(MSV)は、主流方向流速分布の局所的な変形が、局所レイノルズ数をある臨界値以下に保つような強度の乱流を発生させるという現象論的ルールをベースとしている。MSVは、使用する経験定数がこの臨界レイノルズ数のみとなるところに特徴がある。MSVを円管内流れを例題として検証するとともに、三角配列の燃料ピンバンドル無限体系を仮定し、その最小要素内で乱流により発生する二次流れのシミュレーションに適用した。
Kriventsev, V.; 二ノ方 壽; 山口 彰; 大島 宏之
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-10), 0 Pages, 2002/04
None
堂田 哲広*; 二ノ方 壽*; 岡野 靖; 山口 彰
JNC TY9400 2001-010, 175 Pages, 2001/03
JNC-TY9400-2001-010.pdf:3.66MB
1995年12月のもんじゅナトリウム漏洩事故以来、ナトリウム火災の安全評価精度向上の観点から、ナトリウムプール燃焼時のエアロゾル生成と輸送の詳細な機構が注目されている。燃焼量や生成物の評価、及び、ナトリウム蓄積を伴うプール火災時の鋼製床ライナー温度評価において必要なパラメータであるエアロゾルの放出割合(放出割合 release fraction)、すなわち、発生したエアロゾルが雰囲気へ飛散するか、プール表面へ沈降するかの割合、を決定することは重要である。本年度(平成12年度)は3ヵ年に渡る共同研究のまとめとして、平成11年度までに開発した多次元燃焼熱流動解析コードを用いて、ナトリウムプール燃焼実験の模擬計算を行い、本研究で採用した瞬時化学平衡反応モデルの適用性評価、及び、ナトリウムプール表面近傍におけるエアロゾル挙動評価を実施した。数値計算の結果、プール燃焼火炎の周期的な変動の様子が示され、プール直径と変動周期の関係は、工業用燃料の小規模プール燃焼実験とよい一致を示した。プール表面温度と質量燃焼率の関係は、表面温度に対する燃焼率の増加傾向は計算値と実験計測値で整合性の良い結果が得られたものの、定量的には必ずしも一致しない傾向を示した。プール表面温度と生成エアロゾル放出割合の関係は、プール温度の上昇に伴い放出割合が増加する傾向を示し、実験値とも定量的に良好な一致を示した。本研究により、従来、工学的判断に基づくパラメータとして与えられてきた反応生成物の組成比を、数値解析的に求める事が可能となり、ナトリウムプール燃焼解析の精度を向上させることが出来た。さらに、従来の解析では数多くの実験に基づき推定されてきた生成エアロゾルの放出割合についても、数値解析を用いて評価可能な手法の基礎を確立することが出来た。
大島 宏之; 成田 均; 二ノ方 壽
Proceedings of 2nd International Topical Meeting on Advanced Reactors Safety, Vol.2, p.1157 - 1164, 1997/00
高速炉において、その稠密な燃料格子構造および高い出力密度ゆえ、燃料集合体局所異常/事故は安全評価上重要な事象である。ワイヤースペーサ型のバンドル体系では、過去の試験等により起因事象として厚みのあるポーラス状閉塞を想定することが現実的と考えられる。本研究では、大型燃料集合体におけるポ-ラス状流路閉塞発生時の熱流動挙動を把握することを目的として、燃料集合体内熱流動解析コ-ドASFRE-IIIを用いたパラメ-タ解析を実施した。これにより、閉塞形態・位置、流路面積閉塞割合および閉塞物ポロシティ冷却材最高温度に与える影響を明らかにした。
大高 雅彦; 大島 宏之; 二ノ方 壽; 成田 均
PNC TN9410 96-212, 36 Pages, 1996/06
本研究では、ASFRE-IIIコードの燃料集合体内冷却材温度分布に関する評価精度の検証を目的として、動燃が実施した2種類の模擬燃料集合体ナトリウム実験によって得られたデータを用い検証解析を実施した。検証解析の対象とした実験は、高速炉の崩壊熱除去運動時(低レイノルズ数領域)及び定格運転時(高レイノルズ数領域)に相当する条件で実施したナトリウム実験である。これら の実験条件をASFRE-IIIコードの入力条件として与え、燃料集合体内の熱流動解析を行い、燃料集合体内の冷却材温度データと比較した。本検証解析により、ASFRE-IIIコードの冷却材最高温度に関する解析値は、発熱部における冷却材温度上昇に対し、低レイノルズ数領域では5%以内、高レイノルズ数領域では6%以内で実験値と一致することを確認した。
上出 英樹; 家田 芳明; 小林 順; 二ノ方 壽
PNC TN9410 96-076, 72 Pages, 1996/03
高速炉の熱流動の分野においてベンチマーク実験を行ない、これに対する多次元熱流動解析コードの国際ベンチマークを実施した。合計12種類の熱流動解析手法が、浮力による潜り込み現象並びに温度成層化現象を対象とするベンチマークに適用された。解析手法として有限差分法、有限要素法、及びその乱流モデル、対流項の高次差分解法の現象に対する適用性を検討した、有限差分法では乱流モデルと高次差分法を組み合わせた手法が高い適用性を示した。また、有限要素法についても乱流モデルの重要性が明かとなった。解析手法の検討を通して潜り込み現象、温度成層化現象を解析する上で、低乱流状態で浮力の影響を受ける混合対流条件下の流れに対する乱流モデルの開発が重要であることが示された。なお、本ベンチマークは国際水理学会(IAHR)の第7回新型炉熱流動ワーキンググループの会合(1992年8月、於ドイツ、カールスルーエ)のために準備したものである。
村松 壽晴; 二ノ方 壽*
Nuclear Technology, (113), p.54 - 72, 1996/01
高速炉炉心出口近傍に位置する構造材は、冷却材の不規則な温度ゆらぎ挙動によって高サイクル熱疲労を受けると考えられる。本発表では、この温度ゆらぎ挙動に関する評価を解析的に行う場合に必要となる解析コードの機能と、この解析コードを用いることで高速炉設計の見直し作業を効率的に実施可能であることを示す。具体的な発表内容は次のとおりである。(1)解析コードは、精度安定性、経済性が良好に調和され、現存する計算能力と整合が図られている必要がある。その具体的機能は、・数値粘性の効果的な除去が可能な離散化スキームと非等方性効果の考慮が可能な乱流モデルが組み込まれていること(精度)・数値振動の除去を行うシステムが組み込まれていること(安定性)・大規模計算を効率的に行うシステムが組み込まれていること(経済性)である。
村松 壽晴; 二ノ方 壽
Nuclear Engineering and Design, 150(1), p.81 - 93, 1994/09
被引用回数：10 パーセンタイル：66.29(Nuclear Science & Technology)原子炉容器内に発生する温度成層化現象を精度良く評価できる様にするためこれまで多次元コードAQUAの開発が継続して行われてきている。ここでは,従来より一般的に用いられてきているk-
2方程式乱流モデルと乱流挙動の非等方性をモデル化上考慮する応力代数式モデルを使用して,水およびNaを作動流体としたモックアップ実験の解析を実施し,現象模擬性に関する以下の知見を得た。水実験]温度成層界面の過渡変化挙動を的確に模擬するためには,界面近傍での乱流熱流束(ui'
)を正確に評価することが重要となる。Na実験]温度成層界面の過渡変化挙動を的確に模擬するためには,界面近傍でのモデル化よりも,むしろ界面下部での等温乱流場を正確に評価することが重要である。 以上2項目を作動流体に依らず正確に取り扱える乱流モデルは応力代数式モデルであることが明らかとなり,結論として当該モデルの使用を広く推奨する
村松 壽晴; 二ノ方 壽
International Journal for Numerical Methods in Engineering, 37(20), p.3397 - 3415, 1994/00
被引用回数：1 パーセンタイル：34.3(Engineering, Multidisciplinary)多次元熱流動解析を高精度で,しかも安定・高速に行えるようにするため,ファジィ理論を用いた適応制御システムを開発した。一般に,高精度化を実現するため,高次精度差分法が導入されるが,これに起因して発生する数値計算不安定性の除去は専門家の勘と経験に頼っているのが実情である。ここで述べる適応制御システムは,専門家が持つ勘をファジィ理論を用いて解析コード内に具現化し,時間刻み幅を制御することによって解析コードを常に最適な状態に保持するものである。原子炉容器内熱流動現象を対象とした定常計算の結果,時間刻み幅を同システムにより制御しない場合の計算時間と比較して,システムを使用した場合には計算時間を約1/4倍に短縮することが可能であることが確認された。この結果を踏まえ,大規模熱流動計算への当該システムの使用を広く推奨する。
二ノ方 壽*; 清水 彰直*
Proceedings of 4th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operating and safety, 0 Pages, 1994/00
ドイツKFKに、おいて実施されてきた炉心損傷模擬炉外試験SIMBATHの中からLOF-d-TOPを模擬した試験の解析をSIMMER-2コ-ドを用いて実行した。本解析に当たってSIMMER-2に数項目に亘るモデル改良を行った。解析によって、遷移過程の現象で重要となる溶融燃料の流路閉基形成モデルに係るパラメータの有効範囲を明らかにした。これらパラメータの有効値を用いた計等において、溶融物質の再配置に関し、SIMMER-2の結果と実験の測定データが非常に良い一致をみることを確認した。
大島 宏之; 上出 英樹; 村松 壽晴; 山口 彰; 二ノ方 壽
IAEA INTERNATIONAL W/G FOR FAST REACTOR, 0 Pages, 1993/00
本論文はIAEA/IWGFRにおいて,動燃炉工室にて開発整備されている熱流動解析コード群の内,自然循環崩壊熱除去評価に関連するコードについて開発現状,解析能力および解析検証例を発表するものである。具体的には,プラント全体の熱流動挙動を解析するSSC-L,炉容器内をはじめとして広範囲な熱流動現象に適用される3次元汎用コードAQUA,炉心内熱流動挙動を解析するサブチャンネルコードASFRE,SABENAを主にとり上げ,それらを総合化することにより自然循環に関するあらゆる現象に対応できることを示す。解析検証例にはSSC-Lコードによる常陽Mk-II自然循環試験解析,AQUAコードによる1/8スケールモデルDELTA自然循環試験解析をとり上げる。また,検証解析を通して同定された解析精度に影響する因子についても述べられる。
二ノ方 壽; 野中 信之; 近藤 悟
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 3, 29.3-1 Pages, 1992/10
本発表は高速増殖炉の実用化路線に基づいた将来の安全研究に対する基本的な考え方を主張するポジションペ-パである。実用化炉においては,より一層の事故及びその進展の防止(P.S.)が求められる。そこでは,受動的安全のクレジットも求められる。一方,事象の進展抑制(M.S.),格納に対する措置についてP.S.と同じレベルで講じることによって深層防護の厚みを増す。P.S.,M.S.,と格納機能の調和を以てはじめて社会的受容(P.A.)が得られる。発表の具体的内容は,現在迄のCDA研究によって得られている知見を紹介し,究極のゴ-ルとしてあるLMFBR設計の自由度を保証するために,将来のRqDsの方向がどうあるべきか議論する。即ち,CDA時のエネルギ-発生,変換,格納過程について,これまで必ずしも充分でなかった現象緩和機構の解明と,設計への考慮を行うことが必要で,今後の事実確認の積み上げが最重要課題である事を主張する。
二ノ方 壽; 此村 守
日本原子力学会誌, (30), 0 Pages, 1992/00
本発表は,高速増殖炉燃料集合体が部分的又は,入口完全閉塞した場合のナトリウム沸騰の安定性・不安定性を含めた挙動の解明に関するものである。局所閉塞の例として,37本ピン束50%片側閉塞炉外試験,および仏SCARABEE炉で実施された入口完全閉塞炉内試験の二例を対象として,二流体サブチャンネル解析による現象解明を示す。片側閉塞に於いては,ピン出力を上昇させることにより,安定な振動沸騰から急激なボイド拡大ドライアウトに至る経緯の定量的説明を行った。入口完全閉塞の冷却材沸騰挙動は先ず,集合体中心部のコヒーレントな沸騰に引続き,周辺部の沸騰は冷却条件の差による強い非同時性,非一様性で特徴づけられる。この知見はその後に引き続く燃料ピンの溶融・崩壊の時間遅れ,非同時性を推定する根拠として用いられることを示した。
