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論文

Pressure drop and Void fraction of steam-water two-phase flow at high pressure

Liu, W.; 玉井 秀定*; 高瀬 和之

Journal of Heat Transfer, 135(8), p.081502_1 - 081502_13, 2013/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.86(Thermodynamics)

次世代FBRで採用が検討されている直管型蒸気発生器(SG)の熱設計手法を構築するため、実機SGを模擬した高圧条件下で試験を実施し、沸騰二相流に対する詳細なデータを取得するとともに、取得したデータをもとにボイド率、圧力損失及び二相流熱伝達率に関する既存相関式の妥当性評価を行った。本報では、高圧条件で沸騰二相流試験を行い、ボイド率及び二相流圧力損失に関する実験データ及び既存相関式の適用性について定量的に評価した結果を報告する。一連の試験の結果、次のことが明らかになった。(1)伝熱管出入口間の圧力損失は、位置損失,摩擦損失と加速損失の和としてあらわされる。(2)位置損失や加速損失の計算に必要であるボイド率に関してはドリフトフラックスモデルの適用が可能である。(3)摩擦損失に関してはChisholm式又は均質流モデルを使って高精度に予測可能である。

論文

Experimental investigation of void fraction characteristics for downward steam-water two-phase flow in a large diameter vertical pipe

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。

論文

TRAC-BF1による福島第一原発1号機の炉心露出過程に関する検討

永武 拓; 玉井 秀定; 秋本 肇; 吉田 啓之; 高瀬 和之

日本機械学会第25回計算力学講演会論文集(CD-ROM), p.718 - 719, 2012/10

福島第一原子力発電所では、津波の影響によりディーゼル発電機が停止し、全交流電源喪失の状態となった。その際電源喪失による影響で原子炉水位等のパラメータ情報が確認できなくなったこともあり、電源喪失後の炉心冷却過程は明らかではない。本研究では過渡解析コードTRAC-BF1を用いて福島第一原子力発電所1号機における原子炉過渡事象解析を行っている。これまでに、地震発生及び津波到達後から炉心露出に至るまでの過程及び1号機に設置されている炉心冷却機能の一つである非常用復水器(IC)の炉心冷却への影響について検討を行った。本報では、これまでの結果から課題とされた炉心部多次元性の影響について検討を行った。結果、炉心内の循環流が燃料棒の冷却へ影響することが明らかになった。

論文

Development of capacitance void fraction measurement method for BWR test

渡辺 博典; 玉井 秀定; 佐藤 隆; 柴田 光彦; 光武 徹*

Flow Measurement, p.95 - 106, 2012/03

BWR(沸騰水型軽水炉)では、炉心のボイド率(流路内の気相が占める体積率)が変化すると、炉心出力,燃料転換比,炉心冷却性能が急速に変化することからBWR熱特性試験では実機相当の高温高圧条件下でボイド率をリアルタイム計測する技術が嘱望されていた。このため、気液二相流の静電容量がボイド率とともに関数的に変化することを利用する静電容量計測法(C計測法)を開発した。従来技術では、リアルタイム計測や高ボイド率域の計測が困難だった。またボイド率計測特性式を直線近似していたため計測誤差があった。

論文

TRAC-BF1を用いた福島第一原発1号機の事故における非常用復水器の影響に関する検討

玉井 秀定; 秋本 肇; 高瀬 和之

日本原子力学会和文論文誌, 11(1), p.8 - 12, 2012/03

福島第一原子力発電所1号機に関して、東北地方太平洋沖地震及び津波の影響による原子炉内の炉心冷却状況を把握するため、原子炉システム過渡解析コードTRAC-BF1を用いて熱流動解析を実施した。解析では、非常用復水器の作動状況が異なるケースを感度解析し、非常用復水器の炉心冷却への影響を検討した。その結果、政府報告書に記載されている全電源喪失から約2.7時間後の非常用復水器の再起動時には、既に圧力容器内の大部分の冷却水は格納容器に放出されているため、圧力容器内に給水しない限り、燃料棒の冷却が困難であることがわかった。また、炉心溶融を回避あるいは遅延させるためには、全電源喪失から約1.5時間後までに非常用復水器を再起動させる必要があることがわかった。

論文

Steam water pressure drop under 15 MPa

Liu, W.; 玉井 秀定; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(3), p.229 - 240, 2011/04

原子力機構では、次世代FBRで採用が検討されている、直管型蒸気発生器SGの熱設計手法を構築するため、実機SGを模擬した高圧条件下で試験を実施し、沸騰二相流に対する詳細なデータを取得するとともに、取得したデータをもとにボイド率や圧力損失に関する既存相関式の妥当性の評価を行っている。本報では、15MPaの圧力条件下で試験を行い、二相流圧力損失に関する既存相関式の適用性について定量的に評価した結果について報告する。一連試験の結果、次のことが明らかになった。(1)伝熱管出入口間の圧力損失は、位置損失,摩擦損失と加速損失の和としてあらわれる。(2)位置損失や加速損失の計算に必要であるボイド率に関してはドリフトフラクスモデルの適用が可能である。(3)摩擦損失に関してはChisholm式又は均質流モデルを使って高精度に予測可能である。

論文

Thermal-hydraulic experiments under high pressure condition

Liu, W.; 玉井 秀定; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05

原子力機構では、次世代FBRで採用が検討されている、直管型蒸気発生器(SG)の熱設計手法を構築するため、実機SGを模擬した高圧条件下で試験を実施し、沸騰二相流に対する詳細なデータを取得するとともに、取得したデータをもとにボイド率や圧力損失に関する既存相関式の妥当性の評価を行っている。本報では、15MPaの圧力条件下で試験を行い、二相流圧力損失に関する既存相関式の適用性について定量的に評価した結果について報告する。一連の試験の結果、次のことが明らかになった。(1)伝熱管出入口間の圧力損失は、位置損失,摩擦損失と加速損失の和としてあらわれる。(2)位置損失や加速損失の計算に必要であるボイド率に関してはドリフトフラックスモデルの適用が可能である。(3)摩擦損失に関してはChisholm式又は均質流モデルを使って高精度に予測可能である。

論文

Measurement of droplet quality of carryover from free surface using throttling calorimeter

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。

論文

Steam-water pressure drop under high pressure condition

Liu, W.; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/09

原子力機構では、次世代FBRで採用が検討されている、直管型蒸気発生器(SG)の熱設計手法を構築するため、高圧条件下で試験を実施し、圧力損失を含む詳細な二相流データを取得するとともに、各種相関式の評価を行っている。本研究では、これらの高圧試験を模擬した解析を行い、二相流による圧力損失の増加割合を与える二相増倍係数相関式であるMartinnelli-Nelson式,Friedel式,Chisholm式,Hancox式及び均質流モデルに対して、それぞれの予測性能を評価した。一連の評価の結果、二相増倍係数相関式にChisholm式を用いることより、40g/s$$sim$$200g/sの広い流量範囲で二相流の圧力損失を予測できることがわかった。

論文

絞り熱量計を用いた液滴クオリティ計測

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。

論文

原子力教科書; 原子力熱流動工学

秋本 肇; 安濃田 良成; 高瀬 和之; 玉井 秀定; 吉田 啓之

原子力教科書; 原子力熱流動工学, 336 Pages, 2009/03

原子力熱流動工学は、原子炉設計において原子炉の出力や発電システムの熱効率などの重要なパラメータを決定するための基礎となっている。また、原子炉事故時の安全性を評価するうえでも、原子炉の冷却の健全性を評価するための基礎となっている。本書は、原子炉の設計・安全評価を行うために必要となる熱工学的な基礎についてまとめたものである。

論文

Numerical analysis of heat transfer test of supercritical water in a tube using the three-dimensional two-fluid model code

三澤 丈治; 吉田 啓之; 玉井 秀定; 高瀬 和之

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 3(1), p.194 - 202, 2009/00

In Japan, development of a supercritical water-cooled nuclear reactor (SCWR) is carried out as one of the next generation nuclear energy systems as proposed by GIF (Generation IV International Forum). In transient operation including start-up, shut-down, and accident, it is possible that coolant in a reactor changes over between supercritical pressure region and subcritical pressure region. In JAEA, three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D has been developed, and has achievement of detailed thermal-hydraulic analysis code of supercritical light water reactor including transient phenomena, by enhancement of ACE-3D code to supercritical pressure region. This paper shows development and assessment of ACE-3D. It was confirmed that transient change between supercritical and subcritical pressure region can be simulated using ACE-3D, that ACE-3D can predict the results of the past heat transfer experiment in supercritical pressure region, and that introduction of thermal conductivity effect of the wall restrains temperature fluctuation on the wall.

論文

Flow instability research on steam generator with straight double-walled heat transfer tube for FBR; Pressure drop under high pressure condition

Liu, W.; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之

Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2008/11

次世代FBR開発で検討されている、直管型蒸気発生器(SG)の成立性評価には、運転条件の決定に不可欠な流動不安定発生限界を高精度で予測できる熱設計手法が必要である。SG熱設計手法で用いられる、各種相関式の改良及び検証に資するため、原子力機構では、高圧条件下で試験を実施し、圧力損失を含む詳細な二相流データを取得している。本研究では、TRACコードを使って、これらの一連の試験を模擬した解析を行い、高圧条件下での圧力損失を検証した。その結果、ボイド率,単相流の摩擦損失と二相流の摩擦損失の計算に、それぞれTRACベースドリフトモデル,Pffan相関式及びMartinelli-Nelson二相増倍係数を用いることにより、圧力損失を保守的に予測することがわかった。

論文

Effect of rod bowing on critical power based on tight-lattice 37-rod bundle experiments

玉井 秀定; 呉田 昌俊; Liu, W.; 佐藤 隆; 中塚 亨; 大貫 晃; 秋本 肇

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(6), p.567 - 574, 2008/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、高増殖比及び超高燃焼度の達成を目指す超高燃焼水冷却増殖炉の技術的及び工学的成立性の確立を目指した要素技術開発として、これまでに、水冷却増殖炉の稠密格子炉心燃料集合体を模擬した37本バンドル試験体を用いて、除熱限界に対する基本的課題及び除熱限界に及ぼす燃料棒間隙幅の効果を明らかにしてきた。本研究では、燃料棒曲がり効果試験体を用いた試験を水冷却増殖炉の定格運転条件を内包する広い圧力範囲(2-9MPa),流量範囲(200-1000kg/(m$$^{2}$$s))で実施し、除熱限界に及ぼす燃料棒曲がりの効果を検討した。その結果、沸騰遷移は燃料棒の最大曲がり高さより下流の位置で発生し、その時の壁温特性及び除熱限界特性はBWRや曲がりのない稠密炉心と同様であることがわかった。また、燃料棒曲がりを有する試験体での除熱限界は燃料棒がない試験体に比べて約10パーセント低下することがわかった。

論文

超高燃焼水冷却増殖炉開発のための稠密バンドル内熱流動評価

呉田 昌俊; 吉田 啓之; 玉井 秀定; 大貫 晃; 秋本 肇

混相流研究の進展, 3, p.99 - 109, 2008/06

稠密バンドル内を流れる沸騰流のボイド率を実験及び解析を比較することで評価した。ロッド数が7本,14本,19本,37本,間隙が1.0$$sim$$1.3mmのバンドル試験とスペーサ効果試験の5種類のボイド率試験を0.1$$sim$$7.2MPaの圧力範囲で実施した。過度解析コードTRAC-BF1,1次元ドリフト・フラックスモデルの拡張性について調べた結果、クオリティ及びボイド率が比較的高い条件において、TRAC-BF1及びモデルは実験値とよく一致することがわかった。先進的な数値解析コードであるNASCA, ACE-3D, TPFITの稠密バンドルへの適用性を、中性子トモグラフィで計測した3次元ボイド率分布と比較し検証した。これらのコードによるボイド率計算値は実験値と定性的に同じ傾向を計算できることを確認した。蒸気及び水の分布や速度分布に関して実験データをもとに考察した。37本高圧限界出力試験において流路中央部で沸騰遷移現象が生じた原因として、流路中央部での局所液ホールドアップが低くなり、液膜が局所的に薄くなることで生じたものと推察された。

論文

Development of three-dimensional one-way bubble tracking method for boiling flow

玉井 秀定; 冨山 明男*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.295 - 305, 2008/00

三次元one-way気泡追跡法は少ない計算資源で気液二相流の時間的・空間的変化を計算できる手法であるが、これまで非加熱の水-空気二相流のみに適用されてきた。そこで本研究では、本手法を加熱管内沸騰二相流の体系に拡張した。まず、液相温度場を計算するために一次元のエネルギー保存式を導入し、気泡と液相の熱伝達を考慮した。その他、径方向液相温度分布や過熱壁での気泡生成,気泡の膨張・凝縮などをモデル化した。実験結果との比較により、構築した手法が、加熱管内沸騰二相流のボイド率分布の傾向を良好に予測できることを確認した。

論文

Development of design technology on thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles, 2; Rod bowing effect on boiling transition under transient conditions

Liu, W.; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大貫 晃; 秋本 肇

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.240 - 249, 2008/00

37本燃料棒曲がり効果試験体を用いて、強制循環並びに自然循環水冷却増殖炉で想定される異常な過渡変化に対して、その限界出力特性に関する研究を行った。想定される流量低下と出力上昇事象に対して、初期条件(初期質量速度や初期出力)、流量低下速度や出力上昇速度,最低下時流量や最高出力をパラメータとして多くの過渡試験を行った。その結果、曲がり体系において、想定される異常な過渡変化時の限界出力は、定常時と比べて、その違いは誤差範囲内であり、準定常と見なすことができることを実験から確かめた。また、原子力機構が開発した最新版限界出力相関式を過渡解析コードTRAC-BF1に組み込み、過渡時の限界出力の予測性能を評価した。改良TRAC-BF1が過渡限界出力を保守的に評価できることを確認した。本燃料棒曲がり体系における過渡時沸騰遷移の判定は、準定常近似が可能、すなわち定常用限界出力相関式を過渡解析コードに組み込むことで保守的に評価が可能であることがわかった。

論文

Development of design technology on thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles, 5; Estimation of void fraction

呉田 昌俊; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 大貫 晃; 秋本 肇

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.271 - 282, 2008/00

超高燃焼水冷却増殖炉の熱設計技術開発には、高稠密格子燃料集合体におけるボイド率評価技術が必要である。このため本研究では、ボイド率の計測及び沸騰流の流動観察を実施した。ボイド率は、中性子ラジオグラフィ技術,急閉弁締め切り法,電気的ボイド率計を用いて計測した。データは、燃料棒間隙幅1.0mm及び1.3mmの7,14,19,37本バンドル試験で大気圧から7.2MPaの条件において取得した。実験及び解析結果との比較より、(1)数値解析コードが実験結果の傾向を良好に予測できること、及び(2)TRAC-BF1コードとドリフトフラックスモデルが低クオリティ領域においてボイド率を過大評価する傾向があることを確認した。

論文

Development of design technology on thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles, 1; Master plan and executive summary

大貫 晃; 呉田 昌俊; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 三澤 丈治; 高瀬 和之; 秋本 肇

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.229 - 239, 2008/00

R&D project to investigate thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles for Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle has been progressed at Japan Atomic Energy Agency in collaboration with power utilities, reactor vendors and universities since 2002. In this series-study, we will summarize the R&D achievements using large-scale test facility (37-rod bundle with full-height and full-pressure), model experiments and advanced numerical simulation technology. This first paper described the master plan for the development of design technology and showed an executive summary for this project up to FY2005. The thermal-hydraulic characteristics in the tight-lattice configuration were investigated and the feasibility was confirmed based on the experiments. We have developed the design technology including 3-D numerical simulation one to evaluate the effects of geometry/scale on the thermal-hydraulic behaviors.

論文

非常に稠密度の高い燃料集合体の除熱性能を実証; 高温高圧条件での大規模熱特性試験の実施

玉井 秀定

日本原子力学会誌, 49(11-12), p.745 - 749, 2007/12

第39回日本原子力学会論文賞を受賞した論文に関する解説記事である。水冷却増殖炉では、燃料棒間隔を極端に狭くして稠密度の高い燃料集合体を採用しているため、少ない水でどこまで燃料棒を冷やすことができるかが、炉心設計における重要な課題となっている。これを調べるために、水冷却増殖炉の燃料集合体を模擬した試験体を用いて、設計炉心と同じ高温高圧条件下で、伝熱的・流動的限界を確認する試験を行った。その結果、限界出力の試験結果は30パーセント以上の熱余裕があることを示しており、水冷却増殖炉の熱的成立性に問題のないこと、及び構築した評価手法により稠密度の高い燃料集合体における圧力損失を良好に予測できることなどを確認した。

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