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Wang, Z.; 杉山 智之; 松永 拓也*; 越塚 誠一*
Computers & Fluids, 247, p.105646_1 - 105646_21, 2022/10
被引用回数:2 パーセンタイル:25.09(Computer Science, Interdisciplinary Applications)This paper develops a highly accurate, multi-resolution particle method to simulate solid-liquid phase change coupled with the thermal flow. Instead of including the latent heat in the governing equation, the heat equations for solid and liquid phases are solved separately. A sharp interface model is proposed to represent the solid-liquid interface explicitly. The sharp interface, represented by discrete nodes, provides the Neumann boundary condition for pressure and the Dirichlet boundary condition for velocity/temperature, respectively. Based on temperature gradients in the solid and liquid phases, the positions of these interface nodes are updated every time step. The Eulerian-based formulation, rather than the conventional Lagrangian-based one, is utilized to minimize time step-dependent error. Up to 4th order spatial discretization scheme is adopted based on the Least Square Moving Particle Semi-implicit (LSMPS) scheme. Moreover, a geometry-based multi-resolution scheme is introduced to dynamically refine the spatial resolution near the interface for saving computational cost. The 1-D Stefan problem is firstly simulated to verify the accuracy of the proposed sharp interface model. Then, the consistency of the multi-resolution scheme is investigated by a convergence study of the Taylor-Green vortex problem. After that, numerical simulations of natural convection in a cavity are performed with different spatial resolutions and high order schemes. Resulted computational costs are compared and discussed. Finally, the problems of melting by natural convection with different Rayleigh numbers are investigated. The results achieved so far indicate that the multi-resolution and high order schemes have great potential to save computational cost.
Wang, Z.; Duan, G.*; 越塚 誠一*; 山路 哲史*
Nuclear Power Plant Design and Analysis Codes, p.439 - 461, 2021/00
The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is one kind of particles methods which are based on Lagrangian approach. It has been developed to analyze complex thermal-hydraulic problems, including those in nuclear engineering. Since meshes are no longer used, large deformation of free surfaces or interfaces can be simulated without the problems of mesh distortion. This approach is effective in solving multiphase fluid dynamics which is subject to complex motion of free surfaces or interfaces. Since its development, MPS method has been extensively utilized for wide range of applications in nuclear engineering. In this chapter, the basic theory of the MPS method is firstly explained. Then, some examples of its application in nuclear engineering, including bubble dynamic, vapor explosion, jet breakup, multiphase flow instability, in-vessel phenomenon, molten spreading, molten core concrete interaction (MCCI) and flooding, are presented.
田中 正暁; 工藤 義朗*; 中田 耕太郎*; 越塚 誠一*
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1473 - 1484, 2019/08
現在、モデリング&シミュレーションにおける不確かさ評価を含む検証と妥当性確認(V&V)の重要性が注目されている。シミュレーションの信頼性を確保するためV&V及び予測解析のプロセスに対する標準化への要求の高まりから、日本原子力学会においてガイドライン策定に係る作業チームが設置された。10年間の議論を経て、「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン」(AESJ-SC-A008: 2015)が2016年7月に発行された。本論文では、ガイドラインの策定までの議論の経緯とガイドラインで規定される5つの要素等について概説するとともに、ガイドラインで示される基本的な考え方に沿ってわれわれが実施した適用例題について、その一例を示す。
中田 耕太郎*; 工藤 義朗*; 越塚 誠一*; 田中 正暁
日本原子力学会誌ATOMO, 60(3), p.173 - 177, 2018/03
国内外においてV&Vの重要性および必要性が広く認識され、シミュレーションの信頼性の確保に関わるガイドラインや標準を作成する動きが活発になっている。2016年7月に日本原子力学会標準「シミュレーションの信頼性に関するガイドライン:2015」が発行された。これは、シミュレーションの信頼性の確保に関する重要性が高まる状況に鑑み、モデルV&V(Verification and Validation)に基づいて、不確かさを考慮した予測評価、品質管理を加えたモデリング&シミュレーションの方法論の考え方をまとめたものである。このガイドラインの発行に至った背景及び経緯、ガイドラインの概説、取り組みの現状と課題について、発行後の講習会の報告と併せて紹介する。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; 山口 彰*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5353 - 5366, 2015/08
The Atomic Energy Society of Japan developed a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM) for LWR Safety Improvement and Development after Fukushima-Daiichi Accident through collaboration of utilities, vendors, universities, research institutes and technical support organizations for regulatory body. The revision has been made by three sub working groups (SWGs), by considering the lessons learned from the Fukushima-Daiichi Accident. The safety assessment SWG pursued development of safety assessment computer codes. The fundamental technology SWG pursued safety improvement and risk reduction via improved accident management measures by referring the technical map for severe accident established by severe accident SWG. Twelve important subjects have been identified, and Fact Sheet was developed for each of subjects for research and development. External hazards are also considered how to cope with from thermal-hydraulic safety point of view. This paper summarizes the revised TH-RM with several examples and future perspectives.
守田 幸路*; Zhang, S.*; 越塚 誠一*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 白川 典幸*; 井上 方夫*; 油江 宏明*; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 241(12), p.4672 - 4681, 2011/12
被引用回数:18 パーセンタイル:76.53(Nuclear Science & Technology)2005年から開始した研究プロジェクトでナトリウム冷却高速炉(SFR)の炉心損傷事故(CDA)の重点現象を詳細解析するためにMPS法に基づいたCOMPASSコードを開発している。その着目現象とは、燃料ピン破損・崩壊,溶融プール沸騰,融体固化・閉塞挙動,ダクト壁破損,低エネルギー崩壊炉心の運動,デブリベッド冷却性,金属燃料ピン破損を含んでいる。これらの主要現象に対して、COMPASSの検証研究が進められている。この論文では、幾つかの着目現象に対するCOMPASSによる詳細解析結果をまとめた。本結果は、COMPASSコードがSFRのCDAの重要現象を理解及び解明するのに有用であることを示している。
越塚 誠一*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; 岡田 英俊*; 上原 靖*; et al.
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 11 Pages, 2010/10
本論文では、COMPASSコード開発の2009年度成果を報告する。融体固化・閉塞形成,金属燃料の共晶反応,ダクト壁破損(熱流動解析),燃料ピン破損、及びダクト壁破損(構造解析)に関する検証計算が示される。位相計算,古典及び第一原理分子動力学研究は金属燃料とスティール及び制御棒材料とスティールの共晶反応の物性を調べるために用いられた。粒子法の基礎研究やSIMMER計算もまたCOMPASSコード開発に役立った。COMPASSは、SIMMERコードで用いられている実験相関式の基盤を明らかにするものと期待される。SIMMERとCOMPASSの結合はCDAの安全評価並びに炉心設計最適化に有効になるだろう。
守田 幸路*; Zhang, S.*; 有馬 立身*; 越塚 誠一*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 白川 典幸*; 井上 方夫*; 油江 宏明*; et al.
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05
2005年から開始した5年間の研究プロジェクトで、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故特有の現象を詳細解析するためにMPS法に基づいたCOMPASSコードを開発している。その特有の現象とは、(1)燃料ピン破損・崩壊,(2)溶融プール沸騰,(3)融体固化・閉塞挙動,(4)ダクト壁破損,(5)低エネルギー崩壊炉心の運動,(6)デブリベッド冷却性,(7)金属燃料ピン破損を含んでいる。これらの主要現象に対して、COMPASSの検証研究が進められている。この論文では、幾つかの特有現象に対するCOMPASSによる詳細解析結果をまとめた。
越塚 誠一*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; 岡田 英俊*; et al.
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 11 Pages, 2009/09
COMPASSコードにより溶融炉心物質の分散・固化が計算され、GEYSER実験データと比較された。溶融炉心物質が配管内面を固化しながら流れていった。溶融プール挙動について、固体スティール球が固体燃料により囲まれた体系であるCABRI-TPA2実験が解析された。スティール球の溶融と沸騰を引き起こすために出力が印加された。SCARABEE-BE+3試験もダクト壁破損の検証としてCOMPASSコードにより解析された。
山本 雄一*; 平野 悦丈*; 大上 雅哉*; 清水 泉介*; 白川 典幸*; 越塚 誠一*; 守田 幸路*; 山野 秀将; 飛田 吉春
Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/06
COMPASSは、MPS法の統一的枠組みにおいて、熱流動,構造,相変化などのマルチフィジックス現象問題を解析するよう設計されている。2006, 2007年度に、COMPASSの基本機能の開発が完了し、基礎検証計算を実施した。2007年度には、炉心崩壊事故における重要な現象に対し、利用可能な実験データを用いた総合検証計画も開始した。この論文では、COMPASSの相変化モデルに対する基礎検証計算及び実験解析の結果を記述し、併せて、MPS法の定式化の概略,COMPASSコードの概念設計も述べる。
上原 靖*; 白川 典幸*; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; 山野 秀将; 飛田 吉春; 山本 雄一*; 越塚 誠一*
Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/06
COMPASSコードを用いたメゾスコピックなアプローチによって、炉心崩壊事故の事象推移における重要現象の理解が進むと期待される。この論文では、SIMMER-IIIを使用したSCARABEE-BE+3試験の全体的な解析を記述するとともに、SIMMER-IIIによる解析結果から取り出された小さな時空間ウィンドゥにおけるダクト壁破損に注目したCOMPASSを使用した解析について述べる。
越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; et al.
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), 1 Pages, 2009/05
ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故のマルチフィジックス解析のためCOMPASSというコンピュータコードを開発している。熱流動・構造の複合問題にさまざまな相変化過程を伴う解析が必要であるため、MPS法というメッシュレス法を用いている。分離された素過程に対する検証及び実現象に対する検証を実施する。また、COMPASSは、大型SFR炉心における再臨界回避のための溶融燃料の流出を調べることもまた期待される。MOX燃料に加えて、金属燃料も考慮している。金属燃料と被覆材間の共晶反応は、相図計算,古典・第一原理分子動力学によって調べられる。数値計算手法に関連した基礎研究はCOMPASSのコード開発に役立つ。並列計算は大規模計算を扱うためOpenMPを使用して実施する。AVSにより可視化ツールもまた備えている。
越塚 誠一*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 白川 典幸*; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; et al.
Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10
ナトリウム冷却高速炉(SFR)における炉心損傷事故(CDA)のさまざまな複合現象に対して、COMPASSと名づけられたコンピューターコードを開発している。COMPASSコードは、Moving Particle Semi-implicit(MPS)手法という枠組みの中で、熱流動・構造・相変化を含むマルチフィジックス問題を解析するように設計されている。その開発プロジェクトが、2005年度から2009年度までの5年間で、6組織により実施されてきた。本論文では、2007年度におけるプロジェクトの成果が報告される。検証計画に従って、融体固化・閉塞形成,溶融プール沸騰,ダクト壁破損の3つの検証計算が行われた。また、COMPASSコード開発をサポートするため、数値計算手法の基礎研究,金属燃料の共晶反応に関する物質科学、及びSIMMER-IIIによる解析が行われた。
越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; et al.
Proceedings of IAEA Topical Meeting on Advanced Safety Assessment Methods for Nuclear Reactors (CD-ROM), 9 Pages, 2007/10
ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故(CDA)のさまざまな複合現象に対して、COMPASSと名付けられたコンピューターコードを開発している。圧縮性と非圧縮性流れのための統一アルゴリズム,固体デブリを有する流動、及び自由界面に対するアルゴリズムの改善について、理論的研究も実施している。コード検証の流れは、SIMMER-IIIコードの検証の経験を活用して構築された。COMPASSはCDAにおける個別現象に対して用いられるが、全炉心を対象とするときはSIMMER-IIIにより解析される。COMPASSは大型高速炉のCDAにおける再臨界を回避するためのダクト破損と燃料流出過程を詳細に明らかにすることが期待される。
越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 白川 典幸*; 細田 誠吾*; 荒木 和博*; et al.
Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.472 - 479, 2006/11
文部科学省革新的原子力システム研究開発事業の枠組みの中で2005年会計年度から5年間の研究プロジェクトを開始した。それはMOX燃料及び金属燃料を対象として高速増殖炉のシビアアクシデントのさまざまな複雑現象を解析するため、Moving Particle Semi-implicit(MPS)手法を用いてCOMPASS(Computer Code with Moving Particle Semi-implicit for Reactor Safety Analysis)と名づけられたコンピューターコードを開発することである。また、金属燃料と被覆材間の共晶反応は分子動力学及び分子軌道法により研究される。MPSにより、凝固を伴う溶融金属流れが解析されるとともに、ラッパ管の弾性解析もまた実施された。その結果は実験及び商用コードと比較された。共晶反応は分子動力学で計算され、参考文献と比較された。以上の数値解析手法は高速増殖炉の炉心損傷事故のマルチフィジックス・マルチスケール現象に有効であることがわかった。
山路 哲史*; 岡 芳明*; 石渡 祐樹*; Liu, J.*; 越塚 誠一*; 鈴木 元衛
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 7 Pages, 2005/05
スーパー軽水炉、すなわち高温超臨界圧水炉(SCLWR-H)において燃料健全性を保証することは最も基本的な事項の一つである。SCLWR-Hのほとんどの異常過渡事象は、短時間持続するだけであり、燃料は炉心で照射された後交換される。本研究では、燃料棒の機械的損傷を被覆管の歪みによって代表させることが可能である事実に立脚し、燃料健全性に関する基準を合理的に設定した。新しく設計したステンレス被覆管の燃料棒では、被覆管の応力を緩和するため、及びペレットと被覆管のギャップ熱伝達を向上させるために加圧した。通常運転時及び異常過渡時における燃料健全性を原研のFEMAXI-6コードを用いて評価した。
Duan, R.-O.*; 越塚 誠一*; 高田 孝; 山口 彰
JNC TY9400 2004-009, 90 Pages, 2004/07
粒子法を用いた機構論的な数値解析により、混相流における流動様式及び界面面積の評価に関する東京大学との共同研究を平成14年度より2か年にわたって実施した。
越塚 誠一*; 池田 博和*; Liu, J.*; 岡 芳明*
JAERI-Tech 2002-013, 60 Pages, 2002/03
原子炉のシビアアクシデントにおいて、高温の溶融炉心が低温の冷却水と接触すると蒸気爆発を生じる可能性がある。そこで、蒸気爆発素過程の解明のため、溶融液滴を包む蒸気膜の崩壊時を模擬し、溶融すずの単一液滴に周囲から水ジェットが衝突する体系で粒子法による3次元シミュレーションを行った。シミュレーション結果では、溶融物がフィラメント状に液滴から飛び出してくる様子が捉えられた。これはCiccarelli-FrostのX線高速写真と非常によく一致している。ただし、X線写真に見られるような急激な細粒化が生じるためには、液滴接触時に自発核生成による高速沸騰が必要である。溶融炉心液滴の場合には、水ジェットが溶融液滴に接触する際に界面温度は溶融物の凝固点以下になるので、急激な細粒化は生じにくく、従って大規模な蒸気爆発も発生しにくいと考えられる。次に、蒸気爆発の圧力波伝播過程の1次元解析コードを開発した。熱的細粒化には液液接触時の自発核生成のモデルを採用した。本コードを用いて蒸気爆発における圧力波伝播の1次元テスト計算を行い、従来のコードによる計算結果とよく一致した。
中塚 亨; 岡 芳明*; 越塚 誠一*
Nuclear Technology, 134(3), p.221 - 230, 2001/06
被引用回数:17 パーセンタイル:74.43(Nuclear Science & Technology)大幅な熱効率向上とコスト削減を目指した新型炉である超臨界圧軽水冷却炉の概念検討を行った。本報では、同じ貫流型プラントである超臨界圧ボイラを参考にして起動方式及び必要な機器を熱的な観点から検討した。超臨界圧に昇圧後核加熱を開始する定圧起動方式では減圧弁・フラッシュタンクからなる起動バイパス系が必要となる。亜臨界圧で核加熱を開始し徐々に昇圧する変圧起動方式では起動時のみ使用する気水分離器が必要となる。本研究により、いずれの起動方式を用いた場合も起動期間を通して被覆管の健全性が確保され起動が可能であることが示された。
大川内 靖; 庄野 彰; 越塚 誠一*
JNC TY9400 2001-017, 117 Pages, 2001/05
崩壊熱は、原子炉除熱系の設計や使用済燃料の取扱において重要である。本研究は、マイナーアクチニドの崩壊熱を高速中性子源「弥生」を用いて測定したものである。U-235は冷却時間19秒20,000秒、Np-237は冷却時間64秒20,200秒の範囲で測定を行った。 弥生炉のグレージングホール中心で、U-235は10秒及び100秒、Np-237は100秒及び500秒照射した。線エネルギースペクトルは、NaI(Tl)シンチレーション検出器を用いて測定した。線エネルギースペクトルは、プラスチックシンチレーション検出器と-弁別用比例計数管を組み合わせ、同時計数を取ることで測定した。規格化に用いる核分裂数は、Ge検出器で測定した線エネルギースペクトルから評価した。 測定したパルス波高分布はバックグランドを除去した後に、検出器の応答関数を用いて、FERDOコードによりアンフォールディング処理を行った。アンフォールディング処理されたエネルギースペクトルは、単位時間当たりの核分裂数で規格化した。そして、規格化されたエネルギースペクトルから、有限時間照射崩壊熱を求めた。有限時間照射崩壊熱は、照射条件の異なる実験値や各種計算値と比較ができないので、瞬時照射崩壊熱に変換した。U-235とNp-237に対する線崩壊熱結果をJNDC-V2を用いた総和計算値と比較した。U-235の測定結果は、冷却時間が150秒250秒の範囲で比較的よく一致した。Np-237の測定結果は、冷却時間が250秒350秒の範囲で比較的よく一致した。 U-235とNp-237に対する線崩壊熱結果をJNDC-V2を用いた総和計算値と比較した。U-235の測定結果は、測定した全ての冷却時間領域においてよく一致した。Np-237の測定結果は、冷却時間が200秒2,500秒の範囲でよく一致した。冷却時間が2,500秒20,000秒の範囲では、Np-237の中性子捕獲反応によって生成するNp-238からの線が影響することがわかった。