検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 28 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Experimental investigation of void fraction characteristics for downward steam-water two-phase flow in a large diameter vertical pipe

上遠野 健一*; 玉井 秀定*; 永吉 拓至*; 伊東 敬*; 高瀬 和之

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12

原子力機構と日立GEニュークリア・エナジーは、軽水炉の安全性や経済性を向上させるための技術開発を協力して行っている。この一環として、ダウンカマ部におけるキャリーアンダー特性を高精度で評価できる技術として、ワイヤーメッシュを利用したボイド率分布計測技術の開発を行っており、これまでに2MPaを超える圧力条件下でダウンカマ部形状を簡略模擬した直径120mm,長さ6600mmの配管内を下降する水-蒸気二相流のボイド率分布を定量的に計測評価できることを確認した。本報では、取得したボイド率分布データをもとに構築したキャリーアンダー特性予測評価モデルの妥当性評価、並びに構築したキャリーアンダー特性予測評価モデルによる実機評価の結果について述べる。

論文

Measurement of droplet quality of carryover from free surface using throttling calorimeter

玉井 秀定; 永吉 拓至; 上遠野 健一; 伊東 敬; 高瀬 和之

Proceedings of 7th International Conference on Multiphase Flow 2010 (ICMF 2010) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/05

自由液面気液分離方式を採用した革新的水冷却炉や中小型BWRにおいては、上部プレナム内自由液面から発生する液滴の特性(キャリーオーバー特性)の高精度予測が設計上解決すべき重要課題となっている。本研究では、液面下のボイド率分布や液面から発生した液滴の大きさなどを実験的に把握したうえで、液滴流量の機構論的な予測技術の開発を進めている。本論文では、これら測定項目のうち、高圧水蒸気二相流において絞り熱量計を用いて液滴クオリティを計測した結果を報告する。実験は、圧力1.5-2.5MPa,蒸気見かけ速度0.4-1.9m/sの条件において液面からの高さを変化させて実施した。その結果、絞り後の過熱蒸気の温度と湿り蒸気のクオリティの間に強い依存関係があることを確認した。また、測定したデータに基づいて液滴クオリティを予測できる改良モデルを構築し、実機評価を行った結果、自由液面気液分離方式を採用した自然循環軽水炉の設計が成立する見通しを得た。

論文

絞り熱量計を用いた液滴クオリティ計測

玉井 秀定; 永吉 拓至; 上遠野 健一; 伊東 敬; 高瀬 和之

日本混相流学会年会講演会2009講演論文集, P. 2, 2009/08

自然循環運転による革新的水冷却炉や中小型BWRにおいては、上部プレナム内自由液面からの液滴キャリーオーバー特性の高精度予測が設計上解決すべき重要課題となっている。この液滴キャリーオーバー特性を実験的に把握し、機構論的な予測技術を開発するための基盤研究を、原子力エネルギー基盤連携センターの軽水炉熱流動技術開発特別グループにおいて進めている。本研究では、データベース構築のために、等エンタルピ変化を利用した絞り熱量計を用いて、圧力1.5-2.5MPa,蒸気見かけ速度0.4-1.9m/sの条件において、自由液面からの高さに対する液滴クオリティ分布を計測した。その結果、これまで試験データ点数が限られていた液滴クオリティが0.001より大きくなる高蒸気流束領域のデータを取得できた。新たに取得した高蒸気流束域のデータに関しても、圧力依存性,蒸気見かけ速度依存性,自由液面からの高さ依存性は従来の知見と同様であることがわかった。

論文

改良界面追跡法によるBWR炉心内流体混合現象の数値解析

吉田 啓之; 永吉 拓至*; Zhang, W.; 高瀬 和之

日本機械学会論文集,B, 74(742), p.1278 - 1286, 2008/06

現在の沸騰水型原子炉の熱設計は、実規模試験に基づいた相関式を用いることにより実施されている。実規模試験は多大な費用と時間を必要とするため、実規模試験なしに熱設計を可能とする手法の開発が期待されている。そこで原子力機構では、詳細な二相流解析手法により燃料集合体内の二相流を解析的に評価し、実規模実験を数値シミュレーションで置き換えることで炉心開発を加速できる手法(Design by Analysis)の確立を目指した原子炉熱設計技術を開発している。本研究では、この熱設計技術開発の一環として、気液界面形状の時間変化や空間分布を詳細かつ高精度で解析することで、燃料集合体内の二相流に対する形状効果の影響などを解析的に評価できる、改良界面追跡法による詳細二相流解析コードTPFITを開発し、流体混合現象等を対象として、一連の検証を実施してきた。本報では、TPFITコードを現行の沸騰水型原子炉及び超高燃焼水冷却増殖炉内の流体混合現象に適用した結果について述べる。

論文

Development of design technology on thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles, 3; Numerical evaluation of fluid mixing phenomena using advanced interface-tracking method

吉田 啓之; 永吉 拓至*; 高瀬 和之; 秋本 肇

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.250 - 258, 2008/00

Thermal-hydraulic design of the current boiling water reactor (BWR) is performed by correlations with empirical results of actual-size tests. However, for the Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR) core, an actual size test of an embodiment of its design is required to confirm or modify such correlations. Development of a method that enables the thermal-hydraulic design of nuclear reactors without these actual size tests is desired, because these tests take a long time and entail great cost. For this reason we developed an advanced thermal-hydraulic design method for FLWRs using innovative two-phase flow simulation technology. In this study, detailed Two-Phase Flow simulation code using advanced Interface Tracking method: TPFIT is developed to calculate the detailed information of the two-phase flow. We tried to verify the TPFIT code by comparing it with the 2-channel air-water and steam-water mixing experimental results. The predicted result agrees well the observed results and bubble dynamics through the gap and cross flow behavior could be effectively predicted by the TPFIT code, and pressure difference between fluid channels is responsible for the fluid mixing.

論文

Numerical evaluation of fluid mixing phenomena in boiling water reactor using advanced interface-tracking method

吉田 啓之; 永吉 拓至*; 高瀬 和之; 秋本 肇

Proceedings of 5th Joint ASME/JSME Fluids Engineering Conference (FEDSM 2007) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/07

Thermal-hydraulic design of the current boiling water reactor (BWR) is performed by correlations with empirical results of actual-size tests. Development of a method that enables the thermal-hydraulic design of nuclear reactors without these actual size tests is desired, because these tests take a long time and entail great cost. For this reason we developed an advanced thermal-hydraulic design method using innovative two-phase flow simulation technology. In this study, a detailed Two-Phase Flow simulation code using advanced Interface Tracking method: TPFIT is developed to calculate the detailed information of the two-phase flow. In this paper, firstly, we tried to verify the TPFIT code by comparing it with the existing 2-channel air-water mixing experimental results. Secondary, the TPFIT code was applied to simulation of steam-water two-phase flow in a model of two subchannels. The fluid mixing was observed at a gap between the subchannels. The existing two-phase flow correlation for fluid mixing is evaluated using detailed numerical simulation data. This data indicates that pressure difference between fluid channels is responsible for the fluid mixing, and thus the effects of the time averaged pressure difference and fluctuations must be incorporated in the two-phase flow correlation for fluid mixing.

論文

Development of design technology on thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles, 4; Numerical evaluation of fluid mixing phenomena using advanced interface-tracking method

吉田 啓之; 永吉 拓至*; 高瀬 和之; 秋本 肇

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

Thermal-hydraulic design of the current boiling water reactor (BWR) is performed by correlations with empirical results of actual-size tests. Development of a method that enables the thermal-hydraulic design of nuclear rectors without these actual size tests is desired, because these tests take a long time and entail great cost. For this reason we developed an advanced thermal-hydraulic design method for FLWRs using innovative two-phase flow simulation technology. In this study, detailed two-phase flow simulation code using advanced interface tracking method: TPFIT is developed to get the detailed information of the two-phase flow. We tried to verify the TPFIT code comparing with the 2-channel air-water and steam-water mixing experimental results.

論文

Numerical simulation of single bubbles rising through subchannels with interface tracking method

吉田 啓之; 永吉 拓至*; 玉井 秀定; 高瀬 和之; 秋本 肇

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-11) (CD-ROM), 15 Pages, 2005/10

稠密燃料集合体内の二相流挙動を解明するために、界面追跡法による二相流解析コードを開発している。本解析コードでは、座標系としてデカルト座標系を用いている。燃料集合体内には円筒である燃料棒やスペーサなどが存在するため、燃料集合体内の二相流の流路は非常に複雑な形状をしている。このため、解析においては複雑形状を直方体の計算セルで分割する必要がある。そこで本研究では、解析コードの複雑体系への適用性を確認するため、燃料集合体を模擬した体系内の単一気泡挙動についての解析を実施し、既存の実験結果と比較した。その結果、実験で見られた気泡のらせんあるいはジグザグ運動が解析により再現され、また、気泡の上昇速度などについても実験と一致する結果が得られた。

論文

大規模シミュレーションによる稠密炉心内気液二相流特性の解明,4; 地球シミュレータを用いたTPFITコードの燃料集合体内大規模二相流解析

吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 呉田 昌俊*; 永吉 拓至*; 高瀬 和之; 秋本 肇

日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.106 - 114, 2005/06

原子炉の熱設計においては実験により得られた各種の構成式を含む解析コードが用いられるが、超高燃焼水冷却増殖炉などで用いられる高稠密炉心への構成式の適用性は十分には確認されていない。そこで、原子炉熱設計における"Design by Analysis"の確立を目指し、炉心内気液二相流の数値シミュレーション手法を開発している。この本手法開発では、炉心内の流体混合挙動等を詳細に解析可能な解析手法を開発している。本研究では、この一環として、稠密炉心内等の二相流を高精度に解析するため、高い体積保存性を有する界面追跡法の開発及び検証を実施している。本報では、大規模解析を現実的な時間で可能とするため、TPFITコードのベクトル化及び並列化を実施した。ベクトル並列化したTPFITコードを稠密炉心内二相流の解析に適用し、中性子ラジオグラフィにより観察されたボイド率分布と同様の結果が得られることを確認した。

論文

大規模シミュレーションによる稠密炉心内気液二相流特性の解明,3; 傾斜平板上液膜挙動の解析

吉田 啓之; 永吉 拓至*; 小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇

日本原子力学会和文論文誌, 4(1), p.25 - 31, 2005/03

原研で開発している超高燃焼水冷却増殖炉では高稠密炉心が用いられるが、原子炉熱設計で使用される構成式の高稠密炉心への適用性は十分には確認されていない。そこで原子炉熱設計におけるDesign by Analysisの確立を目指し、炉心内二相流の数値シミュレーション技術を開発している。本研究では、この一環として、稠密炉心内二相流を高精度に解析するため、高い体積保存性を有する界面追跡法の開発及び検証を実施している。本報では、開発した界面追跡法を用いた二相流詳細解析コードTPFITの検証作業の一環として、傾斜平板上液膜流解析を実施し既存実験と比較した。その結果、液膜厚さの時間平均値は、Nusseltの理論値と一致し、液膜厚さの最大値及び統計量も実験とよく一致することを確認した。また液膜内速度分布も、解析は実験と定性的に一致しており、TPFITコードにより、液膜流を解析できる見通しが得られた。

論文

大規模シミュレーションによる稠密炉心内気液二相流特性の解明,2; 2チャンネル流体混合実験への適用

永吉 拓至*; 吉田 啓之; 大貫 晃; 秋本 肇

日本原子力学会和文論文誌, 4(1), p.16 - 24, 2005/03

稠密格子燃料集合体内の気液二相流の流体混合現象のシミュレートを目指し、改良界面追跡法を用いた気液二相流解析コードTPFITを開発した。TPFITの検証作業の一環として、大気圧・水-空気を用いた2チャンネル流体混合実験の解析に適用し、チャンネル間のクロスフローによる単一スラグの変形・分裂挙動やチャンネル間差圧の時間変化を比較した。その結果、スラグ上昇速度を過小評価する傾向はあるが、クロスフローによるスラグの変形・分裂挙動をTPFITが良好に予測できることを確認した。水と流路内壁との接触角など気液界面と流路壁面との相互作用の取り扱いに検討の余地が残るが、TPFITが狭隘ギャップを介した気液二相の流体混合挙動を予測できる見通しを得た。

論文

Numerical simulation of single bubble behavior in rod bundle with interface tracking method

吉田 啓之; 永吉 拓至*; 玉井 秀定; 高瀬 和之; 秋本 肇

Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.264 - 269, 2004/12

稠密燃料集合体内の二相流挙動を解明するために、界面追跡法による二相流解析コードを開発している。本解析コードでは、座標系としてデカルト座標系を用いている。燃料集合体内には円筒である燃料棒やスペーサなどが存在するため、燃料集合体内の二相流の流路は非常に複雑な形状をしている。このため、解析においては複雑形状を直方体の計算セルで分割する必要がある。そこで本研究では、解析コードの複雑体系への適用性を確認するため、燃料集合体を模擬した体系内の単一気泡挙動についての解析を実施し、既存の実験結果と比較した。その結果、実験で見られた気泡のらせんあるいはジグザグ運動が解析により再現され、また、気泡の上昇速度などについても実験と一致する結果が得られた。

論文

大規模シミュレーションによる稠密炉心内気液二相流特性の解明,1; 改良界面追跡法を用いた二相流直接数値解析手法の開発

吉田 啓之; 永吉 拓至*; 小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇

日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.233 - 241, 2004/09

現在の原子炉燃料集合体の熱設計において用いられるサブチャンネル解析コードでは、実験結果に基づく多くの経験式が必要である。日本原子力研究所において開発を進めている超高燃焼水冷却増殖炉では、燃料棒間ギャップ1mm程度の高稠密炉心が用いられるが、高稠密炉心におけるギャップ間隔などの影響について、十分な情報は得られていない。そこで高稠密炉心内気液二相流特性を、大規模数値シミュレーションによって解明する手法の開発を行っており、この一環として、高い体積保存性と界面輸送性を有する新たな界面追跡法を構築し、それを導入した二相流直接解析手法を開発した。本報では、開発した解析手法の詳細を示すとともに、検証計算の結果を述べる。本研究の結果、本提案の解析手法の気泡流に対する体積保存の誤差が0.6%以下であることを確認した。

口頭

改良二流体モデルによる矩形流路内気泡流解析

吉田 啓之; 三澤 丈治; 永吉 拓至*; 秋本 肇

no journal, , 

超高燃焼水冷却増殖炉の炉心熱設計への適用を目指し、二流体モデルに界面追跡機能を付加した改良二流体モデルによる多次元二相流解析コードACE3Dを開発している。本報では開発した解析コードによる気泡流解析結果を、原子力機構で開発した界面追跡法による詳細二相流解析コードTPFITの解析結果と比較した。

口頭

稠密格子炉心の除熱技術開発,2; 三次元二相流解析手法開発

吉田 啓之; 玉井 秀定; 永吉 拓至*; 三澤 丈治; 高瀬 和之; 秋本 肇

no journal, , 

原子力機構では、稠密格子炉心の熱設計を効率的に実施することを目的として、実験を数値シミュレーションで置き換えることで熱設計を加速できる手法の原子炉炉心に対しての確立を目指し、気液界面形状の時間変化や空間分布を詳細かつ高精度で解析することで、炉心内の気泡や液膜などに対する燃料棒間隔などの影響を高い精度で予測することができる、界面追跡法及び改良二流体モデルによる三次元二相流解析手法を開発した。本報告では、開発した三次元二相流解析手法の概要と解析結果について述べる。

口頭

改良界面追跡法による高圧2チャンネル流体混合実験解析

吉田 啓之; 永吉 拓至*; 高瀬 和之; 秋本 肇

no journal, , 

稠密炉心内流体混合現象への適用を目指して開発中の、改良界面追跡法による詳細二相流解析コードTPFITの検証を目的として、原子力機構で実施した高圧2チャンネル流体混合実験を模擬した解析を実施した。その結果、蒸気泡移動時の界面変形挙動が実験と定性的に一致すること、及び移動時に発生する流路間の圧力差が定量的に一致することを確認し、高圧条件での流体混合現象に対してTPFITコードが適用可能であることを示した。

口頭

改良界面追跡法によるBWR燃料集合体内流体混合量の評価

吉田 啓之; 永吉 拓至*; 高瀬 和之; 秋本 肇

no journal, , 

Thermal-hydraulic design of the current BWR is performed by correlations with empirical results of actual-size tests. Then, when the reactor of new design is developed, an actual size test is required to confirm or modify the correlations. Development of a method that enables the thermal-hydraulic design of nuclear rectors without these actual size tests is desired, because these tests take a long time and entail great cost. For this reason we developed an advanced thermal-hydraulic design method for BWRs using innovative two-phase flow simulation technology. In this study, detailed two-phase flow simulation code using advanced interface tracking method: TPFIT is developed. In this paper, the TPFIT code was applied to simulation of two-phase flow in modeled 2 subchannels of BWRs rod bundle, and the existing two-phase flow correlation for fluid mixing is evaluated using detailed numerical simulation data.

口頭

自由液面からのキャリーオーバー予測技術の開発,1; 全体計画と機構論的モデル開発のための実験概要

大貫 晃; 中川 正紀*; 永吉 拓至*; 玉井 秀定; 上遠野 健一*

no journal, , 

自然循環運転による革新的水冷却炉や中小型BWRにおいては、上部プレナム内自由液面からの液滴キャリーオーバー特性の高精度予測が設計上解決すべき重要課題となっている。同特性を実験的に把握し、機構論的な予測技術を開発するため、流動特性実験用テスト部を製作し、実機現象の推定と予測モデルの開発を目指した自然循環軽水炉上部プレナム熱流動設計技術開発を進めることとした。本報告では全体計画を述べるとともに、機構論的モデル開発のための実験概要を紹介する。

口頭

自由液面からのキャリーオーバー予測技術の開発,2; 自由液面下のボイド率測定

永吉 拓至*; 玉井 秀定; 上遠野 健一*; 中川 正紀*; 大貫 晃

no journal, , 

自然循環運転による革新的水冷却炉や中小型BWRにおいては、上部プレナム内自由液面からの液滴キャリーオーバー特性の高精度予測が設計上解決すべき重要課題となっている。同特性を実験的に把握し、機構論的な予測技術を開発するための基盤研究を開始した。本研究では、自由液面での液滴発生量や発生液滴径に影響する液面下の過渡ボイド率特性をワイヤメッシュボイド率センサにより圧力1.5$$sim$$2.5MPaの条件において測定した。本報告では測定結果及び既存知見との比較結果について述べる。

口頭

自由液面からのキャリーオーバー予測技術の開発,3; 液滴径/液滴速度分布測定

玉井 秀定; 永吉 拓至*; 上遠野 健一*; 中川 正紀*; 大貫 晃

no journal, , 

自然循環運転による革新的水冷却炉や中小型BWRにおいては、上部プレナム内自由液面からの液滴キャリーオーバー特性の高精度予測が設計上解決すべき重要課題となっている。同特性を実験的に把握し、機構論的な予測技術を開発するための基盤研究を開始した。液滴キャリーオーバー特性の機構論的な予測技術を開発するためには、自由液面から発生する液滴の大きさ及び速度の分布を把握することが重要である。このため、可視化画像処理法を用いて圧力1.5$$sim$$2.5MPaの条件における液滴径及び液滴速度分布を測定した。本報告では、液滴径及び液滴速度分布の測定結果と既存モデルとの比較結果を述べる。

28 件中 1件目~20件目を表示