温度成層流における乱流混合の直接シミュレーション; 非等温場における乱流混合

土井 禎浩; 村松 壽晴

PNC TN9410 97-072, 56 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-072.pdf:3.05MB

高速炉のスクラム過渡時に発生する温度成層化現象は、構造材に熱応力を与えるため、温度成層化挙動の特徴を評価することは機器の構造健全性および安全性を確認する観点から重要である。この温度成層流は、上部の密度が上部よりも小さい安定成層流であり、上部と下部の流速が異なるために流れは境界面付近で強い剪断を持ち、二次元的な大規模渦構造による乱れが流体の混合に関与することが実験的、解析的に示されている。本研究は成層流の乱流特性を表現する数値解析モデルの検討を目的として、流体に水を用いた矩形流路内成層乱流実験について密度差のある非等温場を差分法による直接シミュレーションコードによって解析し、乱流量の評価を行ったものである。流路の上層と下層の温度差をパラメータとし、Ri数を変化させて2次元解析を実施した。非等温場においても等温場の場合と同様に、低速側流体と高速側流体の境界面で乱れを生じ、下流側に向かうに従い渦の合体と成長によって剪断層が発達する様子が見られた。主流方向の下流側で時間平均した流速分布、速度変動分布、レイノルズ応力分布、温度分布および温度変動分布を求め測定結果と比較した。その結果、主流方向流速は、Ri数による差異が小さく、この傾向は測定結果と解析結果で一致した。しかしながら、高さ方向流速は、測定結果ではRi数が0の場合にのみ見られるのに対し、解析結果ではRi数が大きくなるに従い大きくなる傾向を示した。解析による速度変動およびレイノルズ応力は、Ri数が大きくなるに従い小さくなり、測定による傾向と一致した。温度分布は、解析結果では温度の軸方向勾配が3段階に変化しているが、測定結果ではそのような明確な勾配の変化は見られない。また、温度変動分布に関しても解析結果では二つの極大値が見られるが、測定結果では明確な温度変動の極大値は見られない。また、渦の合体に関しては、本結果は測定で得られた渦の合体が起きるRi数の範囲を模擬していること、渦の合体が起きる場合には渦の合体が起きない場合に比べて大きなレイノルズ応力を生じることがわかった。

Numerical analysis of thermal stratification phenomean in upper Plenum of fast breeder reactor

土井 禎浩; 村松 壽晴

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, 0 Pages, 1997/00

高速増殖炉のスクラム過渡時に発生する温度成層化現象について、原型炉「もんじゅ」における40%出力定常時、および40%出力定常時からのスクラム過渡時の上部プレナム内軸方向温度分布を単相多次元解析コードAQUAにより解析した。測定結果と解析結果の比較から、定常時の温度分布は測定結果と解析結果で良く一致することを示した。また、過渡期の解析ではフローホール部の流量と内筒を超える流量を精度よく予測することが界面の挙動を評価するうえで重要であることを示した。

CIP法による熱流動解析に関する調査

土井 禎浩

PNC TN9420 96-057, 48 Pages, 1996/09

PNC-TN9420-96-057.pdf:1.24MB

双曲型微分方程式の解法として提案されたCIP(Cubic Interpolated Pseudo-particle)法は,移流方程式に対する数値拡散が少ない解法として近年注目されている。また,CIP法を用いた解析手法C-CUP(CIP and Combined,Unified Procedure)法は,圧縮・非圧縮を同時に解析できること,相変化および混合問題等を解析できることから従来は解析が困難であるとされてきた問題,例えば,非圧縮性流れから圧縮性流れまでの連続解法や溶融などの相変化を伴う解析に適用されはじめている。本報告はCIP法の高速炉分野における熱流動解析への適用性を検討するため,非圧縮性および圧縮性流体の支配方程式を整理し,CIP法の特徴,C-CUP法の計算手順および解析例について調査したものである。CIP法およびC-CUP法を調査した結果,CIP法は,1階線形の双曲型微分方程式の解法で,熱流体の支配方程式における移流方程式を解くために格子点間の変数を3次関数で補間し,変数と変数の3次補間式の微分値を移流させる手法であることがわかった。この方法は状態の急激な変化を捕らえることが可能であり,数値拡散による解の劣化を抑制できる。また,C-CUP法は,熱流体の支配方程式を非移流項と移流項に分離し,移流項の計算にCIP法を適用し,非移流項の計算には差分法を用いて解を求める計算手法である。この方法はCIP法を用いることにより解の急激な変化に対して安定な計算が行えるという長所を持つが,非保存形表示の支配方程式を用いるため,質量保存は必ずしも保証されないという欠点を持つ。解析への適用例としては,CIP法とC-CUP法が,急激な密度変化に対して計算が安定であること,物体表面の記述性に優れている等の特徴から,相変化(溶融,凝固,蒸発など)を伴う現象や密度の異なる流体が混合する現象,個体壁の移動を扱う問題などが解析されており,これらの概要についてまとめた。

原子炉容器上部プレナム温度評価試験,1; 40%出力試験定常時および過渡時温度測定結果

土井 禎浩; 村松 壽晴; 桾木 孝介

PNC TN9410 96-117, 60 Pages, 1996/05

PNC-TN9410-96-117.pdf:1.94MB

高速炉のスクラム過渡時に発生する温度成層化現象は、構造材に熱応力を与えるため、温度成層界面の特徴を評価することは機器の構造健全性および安全性の観点から重要である。本報告は、高速増殖原型炉「もんじゅ」における40%出力定常時、および40%出力定常時からのスクラム過渡時の上部プレナム内軸方向温度測定結果により、成層界面の特徴を評価したものである。定常時の測定結果からは、上部プレナム内の軸方向温度分布および温度変動を評価した。軸方向各位置の温度は、内筒取付台と炉心頂部間では約410Cと温度が低く、下部および上部フローホール間付近では約480C、上部フローホールより上方では約490Cで、定常時に温度成層界面が形成されている。また、下部および上部フローホール付近の温度変動(RMS値)はそれぞれ約1.6C、2.0 Cである。この温度変動の原因は、温度の異なる冷却材が混合することにより発生すると考えられる。過渡時の測定結果からは各時刻の上部プレナム内軸方向位置における温度降下率、温度勾配および成層界面上昇速度を評価した。原子炉スクラム後の温度降下率は、炉心出口付近では約5.0C/sec、フローホール付近では約1.5C/secであり、上部フローホールより上方の領域の温度降下率は最大約0.3から0.4C/secである。温度勾配は原子炉スクラムから約120秒後の成層界面形成初期で約160 C/m、原子炉スクラムから約180秒後の温度勾配は約90C/mである。また、原子炉スクラムから600秒後の温度勾配は約45C/mである。原子炉スクラムから約1800秒以降の内筒頂部付近の温度勾配は、原子炉スクラム後約4800秒で約170C/mである。成層界面上昇速度は、原子炉スクラム後120秒から600秒の間では約1.0m/h、原子炉スクラム後600秒以降では約0.6m/hであった。また、内筒頂部付近の成層界面位置の変化量は、原子炉スクラムから4800秒後と7800秒後で約150mmあり、成層界面上昇速度は約0.2m/hである。

高速炉実用化のための大規模ナトリウム試験

家田 芳明; 村松 壽晴; 土井 禎浩; 児玉 徹彦; 仲井 悟; 山下 卓哉; 井上 正明

PNC TN9410 95-265, 171 Pages, 1995/10

PNC-TN9410-95-265.pdf:8.91MB

実験炉段階で採用される配管短縮化、原子炉容器を含む機器のコンパクト化、自然循環を重視のした崩壊熱除去など、原子炉冷却系に係る新概念技術の確率を目的とする大規模ナトリウム試験への要求条件を摘出し、試験施設の基本仕様を検討した。大規模ナトリウム試験では、系統熱過渡試験、自然循環崩壊熱除去試験、炉壁保護構造試験及び水蒸気系熱流動試験の4項目の熱流動及び機器構造に係る原子炉理冷却系統総合試験が実施され予定である。本報告書ではそれらの試験計画として、主に熱流動に関する課題、試験目的、期待される成果、試験項目及び試験の特徴をまとめた。ここで検討した試験施設は、実証炉に関する「国への要望」に応えるのはもちろんのこと、「FBR固有の技術」を確率する観点から、今後の長期に亘り高速炉の実用化に必要な技術開発に活用する総合的な大規模ナトリウム試験施設として位置付けられる。