A Semi-implicit weakly compressible solver for gas-liquid two-phase flows

杉原 健太; 小野寺 直幸*; 井戸村 泰宏; Sitompul, Y.; 山下 晋

Journal of Computational Physics, 547, p.114534_1 - 114534_25, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.jcp.2025.114534

We propose a new gas-liquid two-phase fluid calculation method that improves computational efficiency compared with the conventional incompressible method (Incompressible). The methods are called the semi-implicit compressible method (SI-C) and the semi-implicit weakly compressible method (SI-WC). SI-C improves the convergence of the iterative solver by computing the pressure Poisson-type equation derived from the compressible fluid equation. In SI-WC, the number of iterations can be further reduced by computing a weakly compressible Poisson-type equation that uses an artificial sound speed controlled by the Mach number. The validity of the proposed method was verified by dam breaking problems and bubbly flow analysis, and comparative verification showed that compared to Incompressible, SI-C and SI-WC accelerate the pressure Poisson-type equation solver by a factor of two and four, respectively, while achieving almost the same solutions.

CFD simulation of the XR2-1 experiment with the JUPITER code

山下 晋; 吉田 啓之

Journal of Nuclear Science and Technology, 19 Pages, 2026/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2026.2664459

本研究では、過酷事故時における原子炉炉心内の三次元溶融物移動現象に対する機構論的CFDコードJUPITERの適用性について検討した。対象として、XR2-1 BWR金属溶融物移動実験を、非活性雰囲気下での溶融物移動挙動のみに着目した総合効果試験として解析した。燃料集合体、制御ブレード、および炉心下部支持構造を含むXR2-1試験部の詳細な三次元モデルを構築し、実験に基づく熱条件の下でSS/B4Cおよびジルカロイ溶融物の時間依存注入を模擬した。解析結果は、溶融物の移動経路の定性的比較および試験部主要領域における移動物質体積の定量的比較によって評価した。その結果、制御ブレードガイドチューブ、ノーズピースおよび入口ノズル、ならびにチャンネルボックス領域に沿った、実験で観測された3つの溶融物移動経路を、内部閉塞を形成することなく再現することに成功した。また、定量比較では、ほとんどの評価領域において試験後のX線断層撮影結果と良好な一致を示した。これらの結果は、JUPITERが複雑な炉心形状における三次元溶融物移動挙動を現実的に再現できることを示し、過酷事故における溶融物移動現象の評価において、大規模実験を補完する有用なツールとなる可能性を示唆している。一方で本研究では、現行のJUPITERコードを用いた燃料集合体内の溶融物移動挙動解析における主な課題として、輻射熱伝達計算に伴う過大な計算コスト、計算格子解像度の不足、ならびに流体-構造連成(FSI)モデルの未整備が挙げられた。

熱流動CFD技術の進展; 研究機関におけるCFD技術の進展; 機構論的CFD技術の現状と今後の展開

山下 晋

日本原子力学会誌ATOMO, 67(10), p.579 - 582, 2025/10

https://doi.org/10.3327/jaesjb.67.10_579

原子力熱流動分野において数値流体力学(CFD)技術は、原子炉の最適設計、事故進展時における炉心および格納容器内の熱流動場予測など多方面で活用されている。本報告では、原子力機構が開発している機構論的CFD技術を、過酷事故時の溶融物の機構論的挙動予測、定常運転時の燃料集合体内部における気泡流挙動の機構論的予測といった原子炉熱流動現象に適用した事例について紹介する。事例紹介を通じて、機構論的CFD技術の現状とそれを原子炉熱流動現象に適用する際の課題と今後の展開について述べる。

Development of multiphase and multicomponent detailed thermal hydraulics code JUPITER (Translated document)

山下 晋

JAEA-Data/Code 2025-003, 262 Pages, 2025/07

JAEA-Data-Code-2025-003.pdf:9.4MB

原子炉内における定常時および過酷事故時の熱流動挙動を機構論的に解析できる多相多成分詳細熱流動解析コードJAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research (JUPITER)を開発した。JUPITERは、流動に関わる経験式や実験相関式などを極力用いることなく、気泡流や溶融物流れといった複雑に変形する自由界面を有する熱流動熱流動を支配方程式に基づき忠実に再現できる。加えて、過酷事故時において重要な現象である異種金属接触面での共晶反応や水蒸気とジルコニウム合金の酸化反応現象を解析することができる。また、微粒子中の流動現象に対し良く用いられる多孔質体流れにも対応することができる。本報告では、JUPITERを構成する支配方程式および物理モデルとそれらの数値計算手法について概説し、付録としてJUPITERの入力マニュアルを示す。

Numerical analysis of natural convective heat transfer with porous medium using JUPITER

上澤 伸一郎; 山下 晋; 佐野 吉彦*; 吉田 啓之

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(6), p.523 - 541, 2025/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2451023

東京電力福島第一原子力発電所(1F)の廃炉における汚染水対策として、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、燃料デブリの位置や発熱、空隙率の影響を含む、空冷時の熱挙動を計算するため、ポーラスモデルを用いたJUPITERコードによる数値解析手法の開発を進めている。本研究では、ポーラスモデルを用いたJUPITERの妥当性確認を行うため、多孔質体を用いた自然対流熱伝達実験とその数値シミュレーションを実施した。実験とシミュレーションの温度と速度の分布を比較すると、多孔質体の上面付近の温度を除き、シミュレーションの温度分布は実験の温度分布と良く一致した。また、速度分布も実験結果と定性的に一致した。妥当性確認に加えて、本研究では、多孔質体の内部構造に基づく有効熱伝導率が自然対流熱伝達に及ぼす影響について検討するために、様々な有効熱伝導率モデルを用いた数値シミュレーションも実施した。その結果、多孔質媒体内の温度分布や自然対流の速度分布はモデルごとに大きく異なることがわかり、燃料デブリの有効熱伝導率は1Fの熱挙動解析における重要なパラメータの一つであることがわかった。

Development of advanced AI-based segmentation and prediction method for air entrainment in plunging water jets

Zhou, W.*; 三輪 修一郎*; 山下 晋; 岡本 孝司*

Progress in Nuclear Energy, 177, p.105441_1 - 105441_17, 2024/12

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2024.105441

原子力工学や水力工学の分野では、噴流によって引き起こされる空気の巻き込み現象を理解することが重要である。空気巻込みは、原子力システムの重要な安全設計パラメータの1つである。しかしながら、既存研究のほとんどは、気泡の侵入深さを推定するための経験的相関式やカーブフィッティングモデルに依存しており、様々なジェット条件に対する合意された計算原理は存在しない。この問題に対処するため、本研究では、2つの先進的なAIアプローチを開発した。すなわち、空気巻き込みをセグメント化するための改良型YOLOv5と、気泡侵入深さを予測するためのNSGA-III-BPNN法である。改良型YOLOv5は、多様な条件下での空気巻き込み運動とダイナミクスのリアルタイムなセグメンテーションと抽出を可能にし、高いスケーラビリティとロバスト性を実証した。改良型YOLOv5を用いて推定された侵入深度は、従来の経験的相関と比較して高い精度を示し、動的な空気巻き込みパターンに基づく形状レジームを分類するための従来の画像後処理技術よりも効率的である。一般的にビデオや画像データに依存する物体セグメンテーションの限界を克服するために、NSGA-III-BPNN法はYOLOv5よりも高い精度で最大侵入深度を予測する。YOLOv5よりも高い精度で最大侵入深度を予測し、空気巻き込み侵入深度のより効果的な予測モデルを提供する。高度なAI技術を活用することで、この研究は、数値流体力学(CFD)モデリングを改良するための貴重なセグメンテーションデータを提供するだけでなく、原子力工学と水力工学の両分野における重要な進歩への道を開くものである。

Bubble flow analysis using multi-phase field method

杉原 健太; 小野寺 直幸; Sitompul, Y.; 井戸村 泰宏; 山下 晋

EPJ Web of Conferences, 302, p.03002_1 - 03002_10, 2024/10

https://doi.org/10.1051/epjconf/202430203002

従来の界面捕捉法を用いた気液二相流のシミュレーションでは、気泡が互いに反発することを示す実験的証拠にもかかわらず、気泡が互いに近づくと数値的には合体する傾向があることが観察された。逐次的な数値合体が流動様式に与える影響が大きいことを考慮すると、近接した気泡の合体挙動を制御する必要がある。この問題に対処するため、各気泡に独立した流体率を適用することで気泡合体を抑制するMulti-Phase Field(MPF)法を導入した。本研究では、3重点における表面相互作用に関連する数値誤差を最小化するために、N-phaseモデルに基づくMPFを採用した。さらに、Ordered Active Parameter Tracking法を実装し、数百の流体率を効率的に格納した。MPF法を検証するために、円管内気泡流の解析を実施し、Colinらの実験データと比較した。検証結果は、気泡分布と流速分布に関して妥当な一致を示した。

Evaluation of interface capturing schemes of VOF method through application to bubble flows with single orifice

福田 貴斉; 山下 晋; 吉田 啓之

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NUTHOS-14) (Internet), 12 Pages, 2024/08

VOF法は移流界面を含む混相流解析に最も広く適用されているCFDの一種であり、高精度なVOF値の移流のために数多くの「界面捕獲スキーム」が開発されている。しかし、これらのスキームの性能は典型的に、空間的に規則的な速度場が時間固定された限られた数値問題に対してのみ評価されており、原子炉内の気液二相流などのより現実的で複雑な条件に対してこれらのスキームの性能を評価する研究はほとんど実施されていない。そこで本研究では、比較的近年開発されたTHINCおよびTHINC/WLICという界面捕捉スキームを用いて気泡流の3次元解析を実施し、その結果を、炉内ボイド率分布に影響するような気泡の数、体積、軌跡といったより工学的な指標を用いて評価する。これらの比較の結果は、界面捕獲スキームの選択によってはVOF値が著しく拡散し、気泡が数値的に分裂・消散する可能性を示した。

Benchmark simulation code for the thermal-hydraulics design tool of the accelerator-driven system; Validation and benchmark simulation of flow behavior around the beam window

山下 晋; 近藤 奈央; 菅原 隆徳; 文字 秀明*; 吉田 啓之

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(6), p.740 - 761, 2024/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2268676

本稿では、ANSYS FluentのRANS (Reynolds-Averaged Navier-Stokes)モデルに基づくADS (Accelerator-Driven System)のビーム窓(BW)周りの熱流動設計ツールの有効性を確認するために、詳細熱流動コードJUPITER (JAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research)を用いたベンチマークシミュレーションコードの構築を行った。まず、JUPITERの妥当性を確認するために、水中の模擬BWを用いた実験結果とJUPITERの結果を比較した。その結果、数値計算結果は実験結果とよく一致することが確認され、JUPITERはベンチマークコードとしての有効性を有することが示された。また、検証済みのJUPITERを用いたRANS計算のベンチマークシミュレーションを実施し、BW周辺の流速分布や水平方向の平均値などが互いに一致することを確認した。故に、JUPITERは熱流動設計ツールの流体力学ソルバーとしての検証において良好な性能を示すことが確認された。また、FluentはADSの熱流動設計ツールとして十分な精度を有していることが確認された。

廃棄物安全試験施設(WASTEF)におけるガンマ線照射利用

佐野 成人; 山下 直輝; 渡邊 勝哉; 塚田 学*; 星野 一豊*; 平井 功希; 池上 雄太*; 田代 信介; 吉田 涼一朗; 畠山 祐一; et al.

JAEA-Technology 2023-029, 36 Pages, 2024/03

JAEA-Technology-2023-029.pdf:2.47MB

廃棄物安全試験施設(WASTEF)においては、令和元年度に原子力科学研究所内の第4研究棟よりガンマ線照射装置「ガンマセル220」を移設し、ガンマ線照射利用が開始された。当初は本装置の所有者である安全研究センター燃料サイクル安全研究ディビジョン サイクル安全研究グループがメインユーザーとして試験を実施していたが、令和4年度以降、日本原子力研究開発機構外部も含む他のユーザーの利用も開始された。ガンマ線照射装置「ガンマセル220」は、カナダNordion International Inc.製であり、平成元年度に購入してから、内蔵されるCo線源の線源更新を1回実施し、核燃料サイクル等に係る安全研究の目的で、今日まで利用されている。本報告書は、ガンマ線照射装置「ガンマセル220」設備概要、WASTEFにおける許認可、利用状況、保守点検及び今後の展望についてまとめたものである。