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上澤 伸一郎; Liu, W.; Jiao, L.; 永武 拓; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 吉田 啓之
日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.183 - 191, 2016/12
東京電力福島第一原子力発電所事故において、炉心の冷却のために海水が注入された。炉心が海水に晒されたことはこれまで経験がなく、海水注入による冷却材の物性値の変化や海水塩の析出が炉心の冷却能力へ与えた影響についての理解が求められる。また、現在の炉内状況把握のため、海水の伝熱流動評価モデルの作成が必要不可欠である。本論文では、非沸騰条件における二重管流路内の温度計測と流速分布計測を実施し、人工海水の伝熱流動特性について、純水やNaCl溶液との比較検証を行い、海水の伝熱流動評価モデルの作成を試みた。その結果、本実験においては、レイノルズ数2300[-]以上の強制対流域では、純水のみならず、人工海水やNaCl溶液においてもその伝熱流動特性はDittus-Boelterの式で示せることが確認されたとともに、加熱二重管内の流速分布においても作動流体に対する違いは見られなかった。自然対流が混じる共存対流の乱流域においても、人工海水やNaCl溶液のヌッセルト数は、純水と同様にグラスホフ数やプラントル数、レイノルズ数の無次元数で整理できた。このように、海水の物性値を考慮すれば、海水単相流の伝熱流動特性は、純水と同様の既存の伝熱流動評価モデルで評価できることが明らかにされた。
Jiao, L.; Liu, W.; 永武 拓; 上澤 伸一郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之; 高瀬 和之*
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2016/10
To construct a validation database for the two-phase flow numerical simulation codes, the wire-mesh sensor (WMS) technology was used to measure the air/water flows in an upward vertical pipe at the thermal fluid dynamic test facility of the JAEA. The test section is 4 m in length and 58 mm in inner diameter (D), two sets of three-layers-WMS were set separately at the elevations 20D and 28.5D from the air injection position. Different flow patterns are realized, e.g. bubbly flow, slug flow by changing the combination of air and water flow rate and consequently high reliability of the measured data was guaranteed. The wire influence on the flow was also evaluated in the present study. A new bubble-rising-velocity evaluation method was proposed by using the local WMS signal correlation method, which can provide more reliable bubble rising velocity than the correlation method used by other researches. The bubble distribution and rising velocity data can be used for the validation of CFD-like models for two-phase flows.
4 rod bundleLiu, W.; Jiao, L.; 永武 拓; 柴田 光彦; 小松 正夫*; 高瀬 和之*; 吉田 啓之
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10
原子力機構では、福島事故時炉心露出過程を明らかにするため、また、事故時を対象とした炉心内二相流解析の予測精度の向上を目的として、ワイヤーメッシュセンサーを用い、高温高圧条件(2.8MPa, 232
C)下でのバンドル内ボイド率データの取得を行っている。試験装置は、99ワイヤーメッシュセンサーを44の模擬バンドル内に、軸方向2カ所に配置したものである。本研究では、製作したワイヤーメッシュセンサーの計測性能を確認するため、空気-水二相流を用いて大気圧室温条件で試験を実施した。製作したワイヤーメッシュセンサー及び計測システムが正しくボイド率を計測できることを確認すると共に、炉心スクラム後を想定した低流量条件でのバンドル内ボイド率分布及び気泡速度・長さに関する知見を得た。
上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之; 吉田 啓之
Proceedings of International Conference on Power Engineering 2015 (ICOPE 2015) (CD-ROM), 11 Pages, 2015/11
To understand the current status of the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, the progress of the accident has been calculated by severe accident analysis codes, for example, MAAP, SAMPSON and so on. However, effects of seawater are not considered in these calculations, although the seawater was attempted to inject into the reactors to cool down the nuclear fuels. In the present study, the objective is to understand the basic physical effect of the seawater on the thermal-hydraulic behavior without boiling. We measured and compared the thermal-hydraulic behavior in pure water, NaCl solution and artificial seawater with the concentration of 3.5wt% in a heat transfer and flow visualization experiment by using an internally heated annulus. Above Re = 2300 [-], the correlations between Nusselt number and Reynolds number in the NaCl solution and the artificial seawater were the same with that in the pure water. Moreover, the correlation can be predicted by Dittus-Boelter equation. Below Re = 2300 [-], the Nusselt numbers of each fluid correlated with the Rayleigh number. Therefore, considering physical properties of the NaCl solution and the artificial seawater, the thermal-hydraulics behavior without boiling in the NaCl solution and the artificial seawater was not different from the behavior in the pure water.
吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之
Proceedings of International Conference on Power Engineering 2015 (ICOPE 2015) (CD-ROM), 9 Pages, 2015/11
In the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, seawater was injected into the reactor to cool down the nuclear fuels. The injection of the seawater may change the thermal-hydraulic characteristics. Therefore, the thermal hydraulic behavior of seawater has to be evaluated to consider the current status of Fukushima Daiiichi Nuclear Power Plants. However, there is little information about the thermal-hydraulic characteristics of seawater. In order to understand the effects of the seawater on the thermal hydraulic behaviors, a research project was started in Japan Atomic Energy Agency. In this research project, we performed two-different type experiments, one is a heat transfer and visualization experiment by using an internally heated annulus, the other is a heat transfer experiment by using a degraded core simulated test section. In this paper, the outline of the research project and examples of results are reported. For single phase flow conditions, heat transfer coefficients of evaluated by the existing correlation and thermal properties of the artificial seawater almost agreed with the experimental results. For two-phase flow conditions, the results of the artificial seawater were different from that of pure water and the NaCl solution. In the artificial seawater, small solid depositions were observed, and it was considered that these solid depositions affected the thermal hydraulic behavior of the artificial seawater.
作花 拓*; Jiao, L.; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之; 高瀬 和之
日本機械学会2015年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 5 Pages, 2015/09
二相流解析コードTPFITの気泡流解析に対する妥当性の確認を目的として、燃料集合体内サブチャンネルの形状を簡略模擬した円管流路実験装置を使って、流路内を流れる気泡流のボイド率分布をワイヤメッシュセンサで計測し、解析結果との比較を通してTPFITの予測性能を明らかにした。今回は、隣り合う燃料棒とのクリアランスを一定に保つために燃料集合体内に設置されるスペーサの形状を簡略模擬した障害物を流路内に設置し、スペーサ等の障害物が気泡流の挙動に及ぼす影響を実験的及び数値解析的に評価した。この結果、障害物の存在によって流れが加速されるために障害物周囲でボイド率が急激に上昇することや障害物直後に形成される循環流域に小気泡が巻き込まれて停滞することなど、特徴的な挙動を数値的に解析できることを確認した。
Jiao, L.; 吉田 啓之; 高瀬 和之
第20回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.387 - 388, 2015/06
原子力機構で開発中の界面追跡法に基づく詳細二相流解析コードTPFITの検証・評価の一環として、既存の垂直矩形管における空気-水二相流実験の解析に適用した。さらに、解析結果を元に、断面内の気泡分布や気泡径について評価を行い、実験結果との比較を行った。その結果、実験により確認された、矩形管の角部に気泡が集まる傾向が、解析により再現されることを確認した。しかし、気泡径については、壁面近傍での高い気泡密度による気泡合体が過大に評価されることに起因すると考えられる、実験との差異が見られるため、壁面近傍に微細な計算格子を用いる必要がある。
上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; 高瀬 和之; 吉田 啓之
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
The progress of the 2011 Fukushima Daiichi nuclear disaster has been calculated by severe accident analysis codes to understand the current status of the reactors. However, effects of seawater are not considered in these calculations, although the seawater has been attempted to inject into the reactors to cool down the nuclear fuels. In the present study, we evaluated the thermal-hydraulic behavior of the pure water, the manmade seawater and the NaCl solution in the internally heated annulus with the measurement of temperature, boiling behavior, velocity distributions and deposition of crystals, in order to inform about the effect of the seawater. From the experiment, considering physical properties and inlet velocity of fluid, the heat transfer coefficients in the manmade seawater and the NaCl solution are the same values with that in the pure water in the single phase condition. However, in the boiling condition, the heat transfer coefficients in the manmade seawater and the NaCl solution are more largely increased than that in the pure water with increasing the input heat flux. The difference of the heat transfer is concerned with the difference of the boiling behavior and the velocity distributions in each fluid. As one of the causes of the difference of boiling behavior and velocity distribution, the deposition of crystals is considered. In fact, the deposition of crystals of CaCO
was observe in the internally heated annulus with the manmade seawater.
Jiao, L.; Liu, W.; 永武 拓; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 永瀬 文久
Proceedings of 15th International Heat Transfer Conference (IHTC 2014) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2014/08
原子力機構では、福島第一原子力発電所事故における海水の注入が炉心冷却などに与える影響評価を目的とした熱流動実験を実施している。本報では、損傷前の炉心を簡略模擬した二重管試験体を用い、大気圧下で塩分濃度等をパラメータとした実験を行い、熱伝達及び圧力損失に関する実験結果について報告する。熱伝達に関して、海水及び塩化ナトリウム水溶液は、同じ実験条件下で同様の伝熱能力を有することを確認した。これにより、海水による熱伝達の主な支配因子は海水中の塩化ナトリウムであると考えられる。単相流条件では塩分濃度の増加とともにヒーター表面温度と流体温度の差が大きくなり、二相流条件においてはその傾向が変化する。また圧力損失に関して、塩化ナトリウム水溶液の濃度が増加するに伴い圧力損失も増加することを確認した。
Jiao, L.; 吉田 啓之; 高瀬 和之
日本機械学会関東支部茨城講演会2013講演論文集, p.107 - 108, 2013/09
原子力機構で開発中の界面追跡法による二相流解析コードTPFITの適用性評価の一環として、既存の垂直管内上昇気泡流の数値解析を行い、界面形状や速度分布について、実験と比較した結果を示す。本研究では、Lucasらの気泡流実験の条件をもとに3次元等温流解析を行った。解析体系は長さ3m, 内径51.2mmの円管流路で、流れは垂直上向きである。作動流体である水と空気は流路下端から流入する。ここで、空気は直径0.8mmのノズル6個を介して流路内に供給され、気泡が模擬される。一連の計算結果をもとに、流れ方向に発達する気泡流の挙動の傾向を数値に予測できることを明らかにした。
Chen, L.-M.; 小瀧 秀行; 中島 一久*; Koga, J. K.; Bulanov, S. V.; 田島 俊樹; Gu, Y. Q.*; Peng, H. S.*; Wang, X. X.*; Wen, T. S.*; et al.
Physics of Plasmas, 14(4), p.040703_1 - 040703_4, 2007/04
被引用回数：36 パーセンタイル：75.52(Physics, Fluids & Plasmas)レーザーの自己導波の調査のため、長いunderdenseのプラズマと100TWレーザーパルスの相互作用実験を行い、レイリー長の約20倍の10mmという非常に長いプラズマチャネルを観測した。レーザーパルスがチャネル中で曲がること、及び電子キャビティ形成が実験的に初めて観測された。
Jiao, L.; 吉田 啓之; 高瀬 和之
no journal, ,
In this study, a numerical simulation of bubbly flow in a vertical circular pipe was performed using TPFIT code developed in JAEA. Moreover, the simulation results were compared with existing experimental data to check the applicability of the TPFIT to bubble dynamics regarding bubble deformation, coalescence and fragmentation. In this simulation, bubble developing process in a vertical circular pipe under the two-phase flow condition consisting of air and water were investigated numerically. And the bubbly flow with the wall peak bubble distribution was predicted. Furthermore, the difference between experimental results and numerical simulation was analyzed in detail from the development of bubble size in the flow direction and the generation of bubbles. It is pointed out that the details of bubble coalescence and fragmentation can be predicted by the TPFIT by refining the grid size near air injection nozzles in future.
Liu, W.; Jiao, L.; 永武 拓; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 永瀬 文久
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では、炉心等の冷却のため海水を注入した。このため、炉内状況の推移等の把握には、海水が熱伝達等に与える影響の評価が必要である。しかし、海水が熱伝達等に与える影響に関する研究は、ほとんどなされていない。そこで原子力機構では、炉内状況の把握に資するため、海水が熱流動挙動に与える影響を、実験的に把握するための研究を行っている。本報では、健全炉心を簡略模擬した二重管試験体を用い、塩分濃度等をパラメータとして実施した、圧力損失及び熱伝達に関する実験結果について報告する。
永武 拓; Jiao, L.; 上澤 伸一郎; 高瀬 和之; 吉田 啓之
no journal, ,
福島第一原子力発電所の炉内状況を把握するためには、事故時に炉内に注入された海水が熱伝達などに与えた影響を把握する必要がある。そこで原子力機構では、海水が熱伝達等の熱流動挙動に与える影響を把握するための海水熱伝達試験を実施している。本報では、損傷前の簡略模擬した二重管試験体を用い、純水や人工海水を作動流体として実施した、PIV(Particle Image Velocimetry)による流動場可視化試験を実施した。その結果、人工海水を用いた場合では、純水と比較して、内管側の流速は大きく外管側では小さくなるなど、海水によって速度場に変化が起こることを確認することができた。
永武 拓; Jiao, L.; 上澤 伸一郎; 高瀬 和之; 吉田 啓之
no journal, ,
In the 2011 Fukushima Daiichi nuclear disaster, seawater was injected into the reactors to cool down the nuclear fuels. The seawater provided a potential to affect the heat transfer due to the changes of the physical properties of the coolant. Therefore, in this study, measurement of the basic thermal-hydraulic data of the salt solutions was performed. The experimental parameters adopted in this study were the salinity, Reynolds number, the mass flux, the inlet temperature and the heat flux of the inner wall. In the experiment, the salinity effect on the heat transfer ability and the hydraulic characters were observed. In a non-dimensional analysis of the single phase cases at high mass flux, all of the measured cases can be predicted well by the Sider-Tate correlation, no obvious changes of the heating ability was found. Hence, in single phase cases without boiling, it is thought that salt solution owns similar heat transfer ability of water except the influence of the fluid property difference.
上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; 高瀬 和之; 吉田 啓之
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では、炉心等の冷却のため海水が注入されたことから、炉内状況を正確に把握するためには、海水の伝熱流動特性の評価が必要である。本報告では、二重管流路内の沸騰挙動の可視化計測、温度計測を実施し、純水と人工海水の比較を行った。沸騰挙動の可視化には赤色LEDによるバックライトとハイスピードビデオカメラを用いた可視化計測を実施した。温度は加熱面内壁に埋め込まれた熱電対によって計測した。計測結果より、等しい流動・加熱条件において、人工海水内での沸騰気泡が純水中よりも小さく、気液界面がより多く存在することを確認した。また、温度計測より、人工海水のほうが熱伝達率が大きかった。この違いは、気泡径や気液界面積等の沸騰挙動の違いと密接な関係にあると考えられる。
上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之; 吉田 啓之
no journal, ,
In order to evaluate the seawater effects on the thermal-hydraulic behavior in a severe accident like the Fukushima Daiichi NPS accident, we compared the thermal-hydraulic behavior of the pure water, the manmade seawater and the NaCl solution in an internally heated annulus. On conditions without boiling, the heat transfer of the manmade seawater and the NaCl solution can be estimated by Dittus-Boeltter equation, considering physical properties of salinity. On conditions with boiling, boiling curves of the manmade seawater and the NaCl solution were qualitatively coincident with Rohsenow equation, although superheating of the heated wall surface in these fluids was only a little lower than estimated values by the equation. Therefore, it was confirmed that the effects of the seawater on the heat transfer were small.
上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之; 小泉 安郎; 吉田 啓之
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故では、炉心の冷却のため海水が注入されたことから、炉内状況を正確に把握するために、海水を用いた場合の伝熱流動評価モデルの作成が求められる。本報告では、液相単相流における二重管流路内の温度計測と流速分布計測を実施し、純水とNaCl溶液, 人工海水の塩分濃度が伝熱流動に及ぼす影響について議論した。計測結果より、Reynolds数2300[-]以上では、各濃度に対する海水やNaCl溶液の物性値を考慮すれば、その伝熱特性は既存の熱伝達評価モデルで評価できることが示された。また、海水やNaCl溶液の流速分布についても純水と同様の流速分布であった。このことから、Reynolds数2300[-]以上の液相単相流の海水やNaCl溶液の伝熱流動は、流体の物性値を考慮することで、純水と同様の伝熱流動評価モデルで評価できることが確認された。
上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之; 小泉 安郎; 吉田 啓之
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故では、炉心の冷却のため海水が注入されたことから、炉内状況を正確に把握するために、海水を用いた場合の伝熱流動評価モデルの作成が求められる。本報告では、海水が沸騰の物理機構に与える影響の解明を目的として、人工海水を用いたプール沸騰試験を実施し、沸騰挙動の可視化計測と伝熱面温度分布計測から、海水が沸騰に与える影響について検討した。計測結果より、3.5wt%濃度の人工海水は、純水に比べて壁面過熱度が大きいのにもかかわらず、沸騰によって生じる気泡は小さく、気泡数が少ないことが実験より得られた。また、人工海水を用いた場合、伝熱面の温度分布が純水を用いた場合と比較して、一様ではないことが示された。これらの原因として、伝熱面に非一様に結晶が析出したことが原因のひとつと考えられる。このように結晶析出によって沸騰が抑制され、伝熱に影響を及ぼすことがわかった。
4バンドルにおける気液二相流ボイド率分布の計測Liu, W.; 永武 拓; Jiao, L.; 柴田 光彦; 小松 正夫*; 高瀬 和之; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、事故時を対象とした炉心内二相流解析の予測精度の向上等を目的として、ワイヤーメッシュセンサーを用い、高温高圧条件(2MPa, 212C)下でのバンドル内ボイド率データの取得を行っている。試験装置は、99ワイヤーメッシュセンサーを44の模擬バンドル内に、軸方向2カ所に配置したものである。本報では、空気-水二相流に対して、大気圧室温条件で実施した試験により得た、試験装置及び計測システムの妥当性確認結果や、炉心スクラム後を想定した低流量条件でのバンドル内ボイド率分布計測結果について報告する。
