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細井 秀章*; 吉田 啓之
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/11
In the Japan Atomic Energy Agency, an advanced two-fluid model has been developed for analytical procedure for nuclear reactor systems. In the model, an interface tracking method is combined with the two-fluid model to predict large interface structure behavior accurately. The turbulent dispersion force term is one of the most important constitutive equations for the advanced two-fluid model. Then, in this study, we proposed a new turbulent dispersion force term model based on the analogy of Brownian motion. The turbulent kinetic energy and bubble-induced kinetic energy are considered to evaluate the driving force in the turbulent diffusion of small bubbles. The advanced two-fluid model and the model for turbulent diffusion term were incorporated to the 3-dimensional two-fluid model code ACE-3D, and verification analyses were performed with the air-water two-phase flow experimental data in vertical pipes with diameters of 200 mm and 38 mm. From these results, the qualitative phenomena could be expressed and the model constants including suggested model were selected.
吉田 啓之; 細井 秀章; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之
第15回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.273 - 276, 2010/06
原子力機構では数値解析を主体とした燃料集合体熱設計手法の確立を目指し、三次元二流体モデルと界面追跡法を組合せた改良二流体モデルを開発している。これまでの開発により、基本的な解析手法を構築したが、数値安定性が低いため、十分な解析結果を得ることができなかった。そこで、改良二流体モデルの数値安定性向上方法について検討を行い、圧力勾配の取り扱いと気泡及び液滴体積割合評価法に課題があることを確認した。そこで、課題解決にあたり、これらの課題についての改良を実施するとともに、改良を実施した改良二流体モデルを用いて適切な改良が実施されたことを確認するための解析を実施した。その結果、低い数値安定性のためにこれまで実施が困難であったボイド率が0及び1の2つの領域を含む解析や、乱流モデルを含む二相流モデルを用いた解析等が安定に実施できることを確認し、改良の有効性を示した。
細井 秀章*; 吉田 啓之
第15回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.277 - 278, 2010/06
原子炉内詳細沸騰二相流解析手法の確立を目指し、原子力機構では、二流体モデルに界面追跡法を組合せた改良二流体モデルを開発している。これまでに、分子拡散との類似性をもとに、現象のスケール及び時間の影響を考慮した乱流拡散力モデルを導出し、直径200mmの大口径管を用いた実験結果によりモデル定数を選定した。本報告では、開発したモデルを組込んだ改良三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを直径38mmの中口径管に適用し、開発したモデルの適用性を評価した。その結果、定性的には、大口径管の場合と同等の解析が実施できること、及び、改良したモデルを組み込んだACE-3Dにより管径の影響を表現できることを確認した。しかし、特に管中心部での実験結果との定量的な相違があることから、今回の解析では考慮しなかった気泡誘起乱流の影響を中口径管においては解析に含める必要があることがわかった。
吉田 啓之; 細井 秀章*; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/05
Two-fluid model is useful for thermal hydraulic analysis in large-scale domain such as rod bundles. However, the two-fluid model includes a lot of constitutive equations. Then, applicability of these constitutive equations must be verified by use of experimental results. To solve these problems, we have been developing an advanced two-fluid model. In this model, an interface tracking method is combined with the two-fluid model to predict large interface structures behavior accurately. Interface structures larger than a computational cells, such as large droplets and bubbles, are calculated using the interface tracking method. And those smaller than cells are simulated by the two-fluid model. In this study, we modified this model to improve the stability of simulation and reduce the computational time. Moreover, the numerical simulation of two-phase flow in various flow channels including boiling two-phase flow were performed.
細井 秀章*; 吉田 啓之
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/05
At the advanced two-fluid model, an interface tracking method is combined with the two-fluid model to predict large interface structure behavior without any constitutive equations which depend on shapes of flow channels. However, constitutive equations to evaluate the effects of small bubbles or droplets on two-phase flow are required. In this study, we develop the new model for turbulent dispersion force term. In this model, effect of large bubbles and deformation of bubbles are neglected to fit the advanced two-fluid model. And the liquid phase turbulent kinetic energy and bubble-induced turbulent kinetic energy are considered as a driving force of dispersion of small bubbles. To verify the present model, the advanced two-fluid model and the model for turbulent dispersion term were incorporated to ACE-3D. And results of numerical simulation were compared with experimental results of air-water two-phase flow in 200 mm diameter vertical pipe.
吉田 啓之; 細井 秀章; 鈴木 貴行*
no journal, ,
原子力機構では、大規模数値解析手法を中心とした燃料集合体の熱設計の実現を目指し、二流体モデルに界面追跡機能を組み込んだ、改良二流体モデルの開発を実施している。本報告では、数値解析の安定化と計算時間の短縮のため、改良二流体モデルに対して実施した改良の内容を示すとともに、沸騰二相流を含む二相流条件に対して評価した結果を紹介する。本改良により比較的短時間で安定に計算できることが明らかになり、本改良の有効性を確認した。
細井 秀章; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、大規模数値解析手法を中心とした燃料集合体の熱設計の実現を目指し、二流体モデルに界面追跡機能を組み込んだ、改良二流体モデルの開発をしている。本報告では、改良二流体モデルへの適合を目的として両相の乱流運動エネルギー輸送を考慮することで開発した、乱流拡散力モデルの概要を示す。さらに、開発したモデルによる解析結果と、既存水-空気実験結果との比較を行い、開発したモデルの予測精度を検証した結果を示す。
細井 秀章*; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、大規模数値解析手法を中心とした燃料集合体の熱設計の実現を目指し、二流体モデルに界面追跡機能を組み込んだ改良二流体モデルを開発している。これまでに基本的な解析手法の構築を完了し、引き続いて改良二流体モデルに適合した新しい二相流モデル(相関式)の構築を行っている。本報告では、例えば壁面近傍などの気泡径に対して乱流渦の大きさが相対的に小さくなった場合における予測精度の改善を目的として、単相流などの一般的な流れでも見られる、せん断応力により誘起される乱れに加え、二相流のみで見られる気泡の影響により作られる乱れの影響を評価するための気泡誘起乱流エネルギーモデルを、気液の速度差や気泡径などをパラメータとして構築した。その結果、壁面近傍のみではなく、管径が比較的小さい場合においてもボイド率分布などの予測精度が改善することを確認した。
