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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。
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。
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。
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。
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.
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.
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.
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。
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。
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。
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。
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。
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。
青山 吾朗*; 永吉 拓至*; 上遠野 健一*; 馬場 淳史*; 玉井 秀定; 高瀬 和之
no journal, ,
自然循環運転による低減速軽水炉や中小型BWRにおいては、炉心出力上昇に伴うダウンカマへの蒸気泡巻き込み(キャリーアンダー)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。このキャリーアンダ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。キャリーアンダー特性を把握するためには、炉心及びチムニにおける二相流の流動特性を把握する必要がある。本研究では、BWR熱水力条件における二相流の詳細挙動を把握するために、ステンレス鋼製円管内部に圧電素子を封入した超音波液膜センサを開発し、高温高圧の水-蒸気二相流条件下で性能試験を行った。その結果、1MPa以上の蒸気-水雰囲気において液膜厚さが計測できることを確認した。
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1.52.5MPa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。
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。本報告では可視化画像処理法を用いて圧力1.52.5MPaの条件において測定した液滴径及び液滴速度分布の結果を用いて、キャリーオーバー流量を評価し、蒸気流量や水面高さの影響を既存モデルと比較した。その結果、水面からの距離の増加によるキャリーオーバー流量の減衰に関して既存モデルと異なる結果が得られた。今後、モデルの改良を進める予定である。
玉井 秀定; 永吉 拓至; 上遠野 健一; 伊藤 敬; 高瀬 和之
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。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。本報告では、データベースの拡充を図るとともに既存液滴キャリーオーバー予測モデルの適用範囲の拡張性を調べるために、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,蒸気流束0.4-1.9m/sの条件において液滴クオリティを計測し、蒸気流量や水面からの高さなどの影響を既存モデルと比較した成果について述べる。その結果、実機運転条件に該当する高蒸気流束領域において、既存モデルを改良することにより液滴キャリーオーバー特性を良好に予測できることを確認した。今後、実機評価を進める予定である。
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。
玉井 秀定; 永吉 拓至; 上遠野 健一; 伊東 敬; 高瀬 和之
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。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。本報告では、既存のデータベース及び等エンタルピ変化を利用した絞り熱量計を用いて取得した液滴クオリティ計測結果をもとに、自然循環小型低減速軽水炉の実機評価を行った。本炉心では、セパレータ及びドライヤがない設計となっているが、予測された液滴クオリティは、ドライヤ出口要求である0.1パーセントよりも低く、実機運転条件において炉心が成立する見通しが得られた。
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。