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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.
三輪 周平; 中島 邦久; 宮原 直哉; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; 井元 純平; Mohamad, B. A.; et al.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00537_1 - 19-00537_11, 2020/06
軽水炉シビアアクシデントのための核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEを構築した。現状のECUMEには、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のための化学反応とその速度定数のデータセット、炉内構造材であるステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、これらの化学反応で重要となるCsBO
、CsSi
O
及びCsFeSiOの熱力学データが収納されている。これらのECUMEを用いることにより、特に福島第一原子力発電所事故におけるCs分布で重要となるBWR制御材Bやステンレス鋼の化学的な影響を実態に即した条件により評価でき、炉内のCs分布の予測が可能となる。
三輪 周平; 宮原 直哉; 中島 邦久; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; 井元 純平; Mohamad, B. A.; et al.
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
軽水炉シビアアクシデントのための核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEの初版を構築した。ECUMEの初版には、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のための化学反応とその速度定数のデータセット、ステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、CsBO、CsSiO及びCsFeSiOの熱力学データが収納されている。これらのECUMEを用いることにより、特に福島第一原子力発電所事故におけるCs分布で重要となるBWR制御材Bやステンレス鋼の化学的な影響を評価でき、炉内のCs分布をより正確に予測することが可能となる。
堀口 直樹; 宮原 直哉; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之; 逢坂 正彦
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
軽水炉の安全性向上に必要なシビアアクシデント時の現実的なソースターム評価に資するため、原子炉建屋内部構造物へのエアロゾル状核分裂生成物(FP)沈着量の評価手法を開発している。本稿では、本評価手法のベースとなるCFDツールを開発し、代表的な建屋及び流動条件を想定した予備解析によって性能を確認した結果について報告する。予備解析の結果、原子炉建屋内のエアロゾル粒子の挙動は流動場に大きく影響されることが分かり、熱流動の詳細な取り扱いが可能な本CFDツールの有効性を確認した。また、原子炉建屋の除染係数は4
14となり、粒径増加に伴い除染係数も増加した。この傾向は、粒子の運動方程式から予測される傾向と整合することから、本CFDツールの有用性を確認した。
上澤 伸一郎; 宮原 直哉; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 逢坂 正彦
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05
Air pollution control equipment with spraying liquid in aerosol is used in severe accidents of nuclear power plants to remove radioactive aerosol particles. The removal performance of the equipment has been confirmed based on actual-scale tests. However, unexpected situations may happen in severe accidents due to large-scale disasters. We have developed a numerical analysis method for evaluating radioactive aerosol particle removal performance to optimize the performance and the design. As a part of the development of the numerical analysis, in order to grasp the capturing mechanism of the aerosol particle deposition on a gas-liquid interface, we performed a direct observation of aerosol particle behavior on the gas-liquid interface. As the capturing mechanism on the gas-liquid interface, the particle penetration into liquid, the deposition on the gas-liquid interface and the deposition on the interface after moving to slide on the interface were confirmed in the experiment. In addition, the observation result indicated that the penetration was observed with the higher Stokes number and the deposition was observed with the lower Stokes number. However, for the lower Stokes number, the case where particles were not captured on the gas-liquid interface was also confirmed. Thus, the Stokes number is one of the important parameters for the aerosol particle capturing by gas-liquid interface.
堀口 直樹; 吉田 啓之; 阿部 豊*
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(3), p.278 - 290, 2019/03
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)ベンチュリスクラバは微小なエアロゾル粒子を除去するものであり、原子力発電所におけるフィルタ付ベントシステムの構成機器として導入されている。核分裂生成物を含むエアロゾル粒子は、ベンチュリスクラバ内に形成される液滴との衝突により除去されると考えられるが、運用時に想定され得る超高流速条件での液滴データが不足している。本研究は、超高流速条件でのベンチュリスクラバ内の液滴径データの取得とそれによる液滴径評価式の適用性確認を目的とした。まず、超高速微小液滴を観察するため、高解像度高撮影速度の光学系を開発した。続いて水-空気系の模擬試験により可視化計測し、液滴径分布とザウター平均径(SMD)を取得した。既存評価式による予測値と実験値を比較し、気相流速82-250m/sの範囲において抜山-棚沢の式がSMDを良い精度で予測できることを明らかにした。
宮原 直哉; 三輪 周平; 堀口 直樹; 佐藤 勇*; 逢坂 正彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(2), p.228 - 240, 2019/02
被引用回数：4 パーセンタイル：13(Nuclear Science & Technology)軽水炉シビアアクシデント時のソースターム評価における核分裂生成物(FP)化学挙動評価モデルを高度化するため、FP化学データベース「ECUME」の初版を構築した。ECUMEには、代表的な事故シーケンスにおける主要な化学反応と、その実効的な化学反応速度定数を実装する計画である。初版においては、300-3000Kの温度領域におけるCs-I-B-Mo-O-H系の主要化学種に対し、それらの生成に係る化学反応の速度定数を文献調査または第一原理に基づく理論計算によって整備した。構築した化学反応データセットを用いた解析の一例として化学反応解析を実施した結果、1000Kにおいて有意な化学反応速度の効果が見られた。また、平衡に至った後の化学組成を化学平衡計算の結果と比較したところ、代表的なCs-I-B-Mo-O-H系化学種に対して良く整合する結果が得られた。これらの結果から、構築したデータセットは、速度論の考慮が必要なシビアアクシデント時のCs-I-B-Mo-O-H系FP化学挙動評価のために有用であるとの結論を得た。
吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 宮原 直哉; 小瀬 裕男*
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11
The radioactive aerosol removal equipment is used as one of the safety systems of nuclear reactors. In this equipment, micro particles of aerosol remove through gas-liquid interfaces of two-phase flow. The mechanism related to the removal of micro particles through the gas-liquid interface is not clear, a numerical evaluation method of performance of aerosol removal equipment is not realized. Then, we have started to construct a numerical simulation method to simulate removal of micro particles through gas-liquid interfaces. In this simulation method, detailed two-phase flow simulation code TPFIT is used as the basis of this method. TPFIT adopts an advanced interface tracking method and can simulate interface movement and deformation directly. In addition, to simulate the movement of particles, the Lagrangian particle tracking method is incorporated. By combining the interface tracking method and the Lagrangian particle tracking method, the interaction between interfaces and micro particles can be simulated in detail. To solve the Lagrangian equations of particles, fluid properties and fluid velocity surrounding aerosol particles are evaluated by considering the relative position of particles and gas-liquid interface, to simulate particle movement near the interface. In this paper, outline and preliminary results of this simulation method are shown.
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.
吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 宮原 直哉; 小瀬 裕男*
第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06
原子力発電所の過酷事故対策では、エアロゾル中の放射性微粒子の、気液界面を介する捕集が考えられている。このような微粒子の捕集は、ベンチュリスクラバなどで工業的に実用化されているが、その捕集メカニズムは十分には解明されておらず、事故時の多様な状況での評価は十分とは言い難い。そこで原子力機構では、気液界面での微粒子捕集挙動の解明のための研究を開始した。本報では、界面追跡法に基づく二相流解析コードTPFITに粒子追跡機能を組み込むことで開発中の解析手法の概要及び予備解析の結果を報告する。
上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 宮原 直哉; 吉田 啓之
第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06
エアロゾルに液体を噴霧し、液滴と接触させることでエアロゾル粒子を除去する装置は、原子力発電所において事故時に発生すると考えられる、放射性エアロゾル粒子除去に用いられている。これらの装置の性能評価や設計においては、実規模の試験装置で得られた試験結果をもとに実施されているが、その性能の評価を可能とし、設計の最適化などに活用できる数値解析手法は確立されていない。また、エアロゾル粒子がマイクロからサブマイクロスケールであることに加え、液滴も同時に移動するため、エアロゾル粒子が液滴に捕集される様子は明らかにされていない。本報では、液滴によるエアロゾル粒子捕集挙動を明らかにするとともに捕集挙動に関するデータベースを構築するため、粒子挙動の直接観察技術を開発し、マイクロスケールのエアロゾル粒子の気液界面における捕集挙動の直接観察を実施した。その結果、液滴による捕集機構として、既存の捕集挙動モデルとして考えられてこなかった、「液滴内部へのエアロゾル粒子の侵入による捕集」と「液滴界面を滑るように移動した後に界面に沈着」の2ケースが確認されたとともに、既存モデルでも示唆されていた「液滴界面への沈着」も確認された。
上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 柴田 光彦; 吉田 啓之
日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00392_1 - 17-00392_10, 2018/03
フィルタ付ベントシステムの1つとして、ベンチュリスクラバがある。日本国内では、福島第一原子力発電所事故後の新規制基準の施行以降、ベンチュリスクラバの導入が複数の原子力発電所で進められている。この性能は既存試験にて確認されているものの、Luangdilokらのヘッダを含むマルチベンチュリスクラバの数値解析(Luangdilok, et al., 2009)によれば、既存試験で確認された運転条件範囲を事故時には逸脱する可能性が示唆されている。また放射性物質の除去性能がベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に大きく影響されると考えられているものの、実験的にベンチュリ管内の流動様式や供給されたスクラビング水の挙動については十分に検証されていない。本研究では、ベンチュリスクラバ内の二相流挙動を明らかにするため、ベンチュリ管内の水-蒸気ならびに水-空気の二相流挙動可視化実験を実施した。その結果、ベンチュリ管内に流入するガス流量の増加に伴い、スクラビング水の供給流量が非線形的に低下し、最終的には停止することが空気実験と蒸気実験ともに確認された。また、ベンチュリ管内の可視化計測によって、実機のベンチュリスクラバで想定されている、スクラビング水の供給孔からの微小液滴の噴霧が本実験条件範囲では確認されなかったことや、ベンチュリ管拡大部に液膜が生成し、その液膜流から間欠的に噴霧が生成するなど、実機では想定されていない流動現象が明らかにされた。
上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 柴田 光彦; 吉田 啓之
第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06
フィルタ付ベントシステムの1つとして、ベンチュリスクラバがある。日本国内では、福島第一原子力発電所事故後の新規制基準の施行以降、ベンチュリスクラバの導入が複数の原子力発電所で進められている。この性能は既存試験にて確認されているものの、近年の報告によれば、事故時には、既存試験で確認された運転条件範囲を逸脱する可能性が示唆されている。また放射性物質の除去性能がベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に大きく影響されると考えられているものの、実験的にベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動を確認した例は少ない。本研究では、ベンチュリスクラバ内の二相流挙動を明らかにするため、ベンチュリ管内の水-蒸気ならびに水-空気の二相流挙動可視化実験を実施した。その結果、ベンチュリ管の縮小部のガス流速が増加するにつれて、縮小部の圧力が増加することで、スクラビング水の供給量は減少し、最終的に停止することが確認された。また、ベンチュリ管内の二相流挙動を可視化したところ、実機のベンチュリスクラバで想定される水供給口からの噴霧は確認されず、水供給口下流以降に形成された液膜流からの断続的な噴霧が確認された。このようにベンチュリスクラバ内の二相流挙動は実機で想定される二相流挙動とは異なることが示唆された。
堀口 直樹; 吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 阿部 豊*
第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2017/06
ベンチュリスクラバは原子力発電所におけるフィルタ付ベントシステムの構成機器として導入されており、核分裂生成物を含む微小なエアロゾルを除去する役割がある。しかしながら、ベントシステムの運用時に想定されうる全ての圧力条件範囲において除染性能を予測する手法はない。そこで、本研究は、機構論的な流動解析コードをベースとした除染性能解析手法を構築し、これによって実環境で想定される流動及び除染性能に関する知見を得ることを目的とした。解析の結果、ベンチュリスクラバの入口圧力が下がるにつれ、ベンチュリスクラバ喉部での流入する気相の速度は抑制されること、自吸される液相速度は変化すること、除染係数は増減傾向となることがわかった。またエアロゾル径が大きくなるにつれ除染係数が増加することがわかった。
堀口 直樹; 吉田 啓之; 阿部 豊*
Nuclear Engineering and Design, 310, p.580 - 586, 2016/12
被引用回数：8 パーセンタイル：21.82(Nuclear Science & Technology)So celled multi Venturi scrubbers systems are installed in light water reactor systems to realize filtered venting at accident. This system is composed of many Venturi scrubbers (VS) and a water pool. However, the scrubbing mechanism of the self-priming VS including effects of gas mass flow rate and shape of the VS are understood insufficiently in the previous studies. Therefore, we started numerical and experimental study to understand the detailed two-phase flow behavior in the VS. In this paper, to understand the VS operation characteristics for the filtered venting, we performed numerical simulations of two-phase flow behavior in the VS. In the first step of this study, we perform numerical simulations of supersonic flow by the TPFIT to validate the applicability of the TPFIT for high velocity flow like flow in the VS. In the second step, numerical simulation of two-phase flow behavior in the VS including self-priming phenomena. As the results, dispersed flow in the VS was reproduced in the numerical simulation, as same as the visualization experiments.
堀口 直樹; 吉田 啓之; 中尾 泰大*; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
The filtered venting system is used to realize the venting of the high pressure contaminated gas from the PCV to the outside of the nuclear power plant with suppressing the release of the radioactive materials. To operate the filtered venting system effectively, it is important to evaluate the decontamination performance of this system. The Venturi scrubber is the main component of the systems, and decontamination performance is affected by the hydrodynamic behavior in the Venturi scrubber. In this study, to develop the decontamination performance evaluation method of the filtered venting system, numerical simulation method to predict hydrodynamic behavior in the Venturi scrubber has been developed. In this paper, experimental observation under adiabatic (air-water) condition was conducted, and a numerical simulation code with one-dimensional two-fluid model was developed based on experimental results. In addition, numerical results were validated by comparing with experimental results. As the results, it was confirmed that it has the capability to evaluate the parameters with following accuracy, superficial gas velocity with +30%, the static pressure in throat part with 
10%, superficial liquid velocity with 80%, droplet diameter with 30% and the droplet ratio with -50%.
吉田 啓之; 堀口 直樹; 阿部 豊*
Proceedings of 2015 US-Japan Seminar on Two-Phase Flow Dynamics, 10 Pages, 2015/05
From the viewpoint of protecting a containment and suppressing the diffusion of radioactive materials in accident of nuclear power plants, it is important to develop the device which allows a filtered venting of contaminated high pressure gas. In the filtered venting system that used in European reactors, so called Multi Venturi Scrubbers System is used to realize filtered venting without any power supply. This system is able to define to be composed of Venturi Scrubbers (VS) and a bubble column. In the VS, scrubbing of contaminated gas is promoted by both gas releases through the submerged VS and gas-liquid contact with splay flow. However, the scrubbing mechanism of the VS is understood insufficiently. Therefore, we started numerical and experimental study to understand the two-phase flow behavior in the VS. In this paper, we performed numerical simulations of two-phase flow behavior in the VS by the TPFIT. In the first step, we perform numerical simulations of supersonic flow by the TPFIT to validate the applicability of the TPFIT for high velocity flow in the VS. In the second step, numerical simulation of two-phase flow behavior in the VS including self-priming phenomena. As the results, dispersed flow in the VS was reproduced in the numerical simulation, as same as the visualization experiments.
堀口 直樹; 吉田 啓之; 金川 哲也*; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
原子炉における炉心溶融を伴うシビアアクシデント時において、放射性物質の拡散を抑制し、かつ格納容器の保護のため除熱および減圧するための手段としてフィルタードベントがある。本研究は、ベンチュリースクラバーを用いたフィルタードベントの作動特性を明らかにすることを目的として、実験ならびに解析を行っている。これまでの研究により、単一ベンチュリースクラバーにおいて、気相流入量がある一定以上になった場合、自吸停止に至る可能性を明らかにした。本報告では、詳細二相流解析コードTPFITを用いて、ベンチュリースクラバー内の二相流解析を行い、自吸現象に対する数値予測を行うと共に、液滴発生のメカニズムについて検討した結果について報告する。
堀口 直樹; 吉田 啓之; 金川 哲也*; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 5 Pages, 2014/11
A Multi Venturi Scrubber System (MVSS) is one of the filtered venting devices, and used for existing reactors in Europe. One of the main components of the MVSS is a self-priming Venturi Scrubber (VS). It is considered that a dispersed or dispersed annular flow is formed in the VS by a self-priming phenomena. In the self-priming phenomena, the liquid was suctioned from a surrounding region to the inside of the VS. And a part of the radioactive materials in the gas are eliminated to the liquid through the gas-liquid interface of the dispersed or annular dispersed flow. Therefore, to consider the MVSS operation characteristics, it is important to evaluate the liquid flow rate of the self-priming of the VS including the occurrence condition of the self-priming. In this paper, to understand the self-priming phenomena of the VS for the filtered venting, theoretical preliminary analysis for evaluating liquid flow rate of the self-priming of the VS and experiment to observe self-priming phenomena and measure the liquid flow rare of the self-priming were performed. By comparing these results, we discussed about the mechanism of the self-priming phenomena. As a result, the self-priming phenomena in the VS was observed. In addition, at a higher gas mass flux, the suspension of the self-priming phenomena was confirmed both experimentally and theoretically.
堀口 直樹; 吉田 啓之; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0026_1 - TEP0026_11, 2014/08
As revealed by Fukushima Daiichi nuclear disaster, countermeasures against severe accident in nuclear power plants are an urgent need. In particular, from the viewpoint of protecting containment and suppressing the diffusion of radioactive materials, it is important to develop a device which allows filtered venting of contaminated high pressure gas. In the filtered venting system that used in European reactors, so called Multi Venturi Scrubbers System is used to realize filtered venting without any power supply. This system is able to define to be composed of Venturi Scrubbers (VS) and a bubble column. In the VS, scrubbing of the contaminated gas is promoted by both gas releases through a submerged VS and gas-liquid contact with splay flow formed by liquid suctioned through a hole provided in the throat part of the VS. This type of VS is called self-priming ones. However, the mechanism of the self-priming VS are understood insufficiently in the previous studies. In this study, to understand operation characteristics of the VS for filtered venting, we discussed the mechanisms of self-priming phenomena and hydraulic behavior in the VS. In this paper, we conduct visualized observation of the hydraulic behavior in the VS and measure the liquid flow rate in the VS for understanding self-priming. As results, it is shown that the possibility that the VS decontamination performance falls low level with no self-priming.
