Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
江口 譲*; 村上 貴裕*; 大島 宏之; 山野 秀将; 小竹 庄司
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
JSFRで使用されるショートエルボ配管における非定常乱流を計算し、その流動の基本的な特徴、特に配管に与える非定常流体力を引き起こす圧力変動を調べた。FEMをベースにした乱流シミュレーションコードSMART-femをその計算に用いた。Re=3.2
10
と1.210
における結果として、エルボ腹側の45度と90度近傍に2つの流動剥離領域が存在することを示した。圧力変動の統計量、すなわち標準偏差,歪度,尖度を求め分析したところ、エルボ腹側での管壁への有意な圧力変動は2つの対象領域にあることが示された。エルボ配管の圧力損失係数は本計算,実験及び参照データ間でよく一致することがわかった。
岩本 幸治*; 保田 和則*; 十河 基介*; 山野 秀将; 小竹 庄司
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11
JSFRに採り入れられるホットレグ配管の1/10縮尺モデルを用いて、圧力測定,レーザードップラー流速計計測と流動可視化を実施した。Re=50000を用いたLDV計測により、(1)エルボ入口から45度からエルボ出口から下流に配管直径の0.3倍の位置まで流動剥離が見られた。(2)本研究では、2種類の変動が現れた。Re=320000の場合、流れの慣性が逆圧力勾配より優勢になるため、エルボ下流の流動剥離高さが小さくなることがわかった。
中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2008/11
超臨界圧水冷却炉(SCWR)の熱的安全性を確認するためには、燃料集合体内の冷却材の熱流動特性を把握することが重要であり、模擬燃料集合体による試験結果を補間する解析的手法の確立が必要である。本研究では、原子力機構で開発している3次元2流体モデル解析コードACE-3Dを超臨界領域の物性値を扱えるように改良し、改良したACE-3Dコードを使って燃料棒周りの流れを模擬した垂直環状流路における超臨界水の熱伝達特性試験結果に対して検証解析を実施した。一連の解析の結果、壁面温度の計算結果は試験結果とおおむね一致しており、ACE-3DコードはSCWR炉心を模擬した体系における超臨界水の熱伝達予測に適用可能であることが確認できた。今後の課題としては、伝熱劣化領域における予測精度向上が挙げられる。
廣田 和生*; 石谷 嘉英*; 西田 圭吾*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 山野 秀将; 中西 繁之; 小竹 庄司
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
配管への乱流励振力を評価するため、レイノルズ応力モデルを用いてCFDシミュレーションを実施した。CFDシミュレーションで計算された乱流エネルギーは、JSFRのホットレグ配管を模擬した1/3スケール水試験で得られた圧力変動分布と比較された。その結果、解析で得られた壁面近傍の乱流エネルギー分布と試験で得られた圧力変動分布がよく一致することが示された。また、試験で得られた圧力変動の大きさは、解析結果の乱流エネルギーにある係数を乗じることにより概算できた。振動解析では、圧力変動PSDは計測された正規化PSDに係数を乗じることにより導き出された。本研究により、乱流励振力の相関長と上記の手順で導き出されたPSDに基づいた振動解析手法を提案した。振動応答の解析結果は流力振動試験結果とよく一致することが示されたことから、本研究では開発された評価手法が妥当であると言える。
相澤 康介; 中西 繁之; 山野 秀将; 小竹 庄司; 早川 教*; 渡辺 収*; 藤又 和博*
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2008/11
JSFRで用いられるショートエルボ内の流力振動を評価するうえで、解析評価は必須である。本研究では、ショートエルボ内非定常流動に対する乱流モデルの解析を実施した。乱流モデルはLESとRSMの二つを検討することとし、両乱流モデルについて離散化手法,壁関数,メッシュ分割等をパラメータとして解析を実施し、1/3スケール水試験結果を再現できる解析モデルを選定した。両乱流モデル解析とも、エルボ下流における渦放出の非定常挙動及び剥離内の逆流を再現でき、また試験では確認できなかった剥離のスパン方向の揺らぎを明らかにした。剥離域内の圧力変動レベルは両解析と試験間でおおむね一致しているが、圧力変動のPSDについては、試験で観測された10Hz付近の卓越周波数をLESは再現できないが、RSMはよく捉えることがわかった。
吉田 啓之; 中塚 亨; 鈴木 貴行*
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11
In this study, to perform thermal hydraulic analysis of the Supercritical-Water-Cooled Reactor, the three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D was improved to handle the thermal hydraulic properties of water at supercritical region. In this paper, the existing heat transfer experiments of supercritical water flowing in a vertical circular pipe were analyzed with the ACE-3D code to assess the prediction performance of the code. Wall surface temperature was underestimated by the ACE-3D code using standard k-
model as turbulence model with wall function. Main cause of these underestimations was thought to be the wall function which cannot describe the effects of rapid fluid property variation near the wall. Then the equivalent eddy diffusivity model which was proposed by Kunugi was introduced to the ACE-3D code to improve evaluation of turbulent heat transfer coefficient vicinity of the wall. As a result, it was confirmed that the calculated wall surface temperature by the modified code agreed well with the measured results.
上出 英樹; 相澤 康介; 大嶋 淳*; 中山 王克*; 笠原 直人
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
原子力機構では改良ループ型ナトリウム冷却高速炉の開発を進めている。炉容器径の削減を目的として燃料交換システムの簡素化を行った結果、炉上部機構(UIS)は燃料交換機のアームを通すために半径方向の切込みを有する構造とした。このUIS切込みは炉心出口から上方に向かう速い流れを許すことになり、炉容器内自由液面でのガス巻込みや破損燃料位置検出器における遅発中性子先行核のサンプリングに影響を及ぼす。そこで、1/10縮尺炉上部プレナムモデルを用いた水試験により、可視化と流速測定を行った。UISは制御棒上部案内管(CRGT)と6枚の水平多孔板からなっている。この複雑な形状に対応するため、可視化には、屈折率調整の手法を用いた。UISの1/4セクター部にあるCRGTを水と屈折率がほぼ等しいフッ素系樹脂を用いてモデル化した。粒子画像流速測定法を用いて流速場を測定した結果、切込み部の流速はUISの水平多孔板の高さで加速され、炉上部プレナムの高い位置まで速い流速を維持することがわかった。複雑な形状を持つUISに対して適切な流動解析手法の知見を得るため、CFDコードを用いた実験解析を実施した結果、解析された流速場は実験結果によく一致した。
大野 修司; 大木 裕*; 菅原 章博*; 大島 宏之
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2008/11
高速炉上部プレナム温度成層化に関する基本的な数値解析手法を検証するために、商用コードSTAR-CD, FLUENT及び内製コードAQUAを使って、比較的簡易な体系における2種類の試験(水試験,ナトリウム試験)の解析を実施している。メッシュ分割や乱流モデルを変えた場合における温度成層化基本現象の再現性について報告する。
竹田 武司; 浅香 英明*; 渡辺 正; 中村 秀夫
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
PWRでの0.5%低温側配管小破断冷却材喪失事故(LOCA)を模擬したOECD/NEA ROSAプロジェクト実験をLSTFを用いて行った。高圧注入系全故障と蓄圧注入タンクからの非凝縮性ガス(空気)流入の有無を仮定し、安全注入設備作動信号発信後10分に逃し弁全開による蒸気発生器(SG)二次側減圧を開始した。また、低圧条件下での自然循環(NC)現象をよく観察するため、一次系圧力が2MPaに低下時にSG安全弁を全開して減圧を促進させるとともに、低圧注入系不作動を仮定した。非凝縮性ガスの一次系ループへの流入により、SG U字管内凝縮熱伝達が阻害され、一次系減圧率は低下したが、非凝縮性ガスの流入後でさえも二相NCは継続した。非凝縮性ガスの影響下で、順流となるSG U字管本数がループ間で異なり、非対称なNC挙動となった。原子力機構改良版RELAP5/MOD3.2.1.2コードは、特に非凝縮性ガス流入後の一次系ループ流量,SG U字管水位挙動の予測に課題が有り、正確な予測には非凝縮性ガス混合条件下での凝縮熱伝達モデルやSG U字管モデルの改良が必要と考えられる。
江連 俊樹; 木村 暢之; 宮越 博幸; 上出 英樹
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11
設計検討中のナトリウム冷却高速炉(JSFR)において自由液面でのガス巻込み現象が重要な課題になっている。これまでの試験から、著者らはガス巻込みが定常状態において抑制されることを確認している。本報では、実機炉上部液面付近を模擬した大規模縮尺の部分モデル試験装置を用いて、実機の起動時を対象とした水試験を実施した。液面の可視化を行いガス巻込み発生条件を計測した。また、ガス巻込みの発生メカニズムを明らかにするために、鉛直方向流速分布計測を実施した。試験の結果、実機起動時ではガス巻込みが発生しないことを確認した。
木村 暢之; 宮越 博幸; 上出 英樹
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2008/11
ナトリウム冷却高速炉のスクラム過渡時温度成層化現象に関して、1/10縮尺炉上部プレナム水流動試験装置を用い、成層界面挙動に対する燃料交換機貫通孔プラグ高さの影響を評価した。プラグを炉上部プレナム内に深く挿入することで、炉容器壁近傍の成層界面温度勾配は小さくできるとともに、界面の変動に伴う温度変動も低減できることがわかった。
伊藤 啓; 江口 譲*; 文字 秀明*; 大島 宏之; 内堀 昭寛; Xu, Y.*
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
前回の会議(NTHAS5)にて提案したガス巻込み評価手法は、数値解析結果から得られる局所瞬時の値を伸長渦理論に適用することで、ガスコア長さを効率的に予測することが可能である。しかし、表面張力効果を無視しているため、ガスコア長さが過大評価されている可能性がある。本研究では、表面張力モデルの構築とガス巻込み評価手法への組込みを行い、ガスコア長さ予測精度の向上を図る。表面張力モデルの構築においては、重力,遠心力及び表面張力の力学的釣合い式を導出し、ガスコア先端形状を2次関数近似することで曲率を求め、ガスコア長さを算出する手法を導いた。改良ガス巻込み評価手法を用いて基礎実験体系におけるガスコア長さの予測を行った結果、従来手法よりも短いガスコア長さが評価され、実験結果との一致性が向上した。さらに、改良手法を用いることで、温度や表面張力係数が変化する場合の実験結果を再現することができた。
田中 正暁; 大島 宏之; 文字 秀明*
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
数値解析コード"MUGTHES"を用いてT字合流配管部におけるサーマルストライピング現象の数値解析を実施した。解析では、モデル定数を0.14(=Cs)とした標準スマゴリンスキーモデルを用いた。数値解析結果と実験結果との比較により、MUGTHESコードのサーマルストライピング現象への適用性を確認するとともに、数値解析により高サイクル熱疲労現象を引き起こすと考えられる特徴的な大スケール渦の存在について明らかにした。
内堀 昭寛; 渡部 晃*; 大島 宏之
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に生じるナトリウム-水反応及び圧縮性混相流現象を対象に、数値解析コードSERAPHIMの開発整備を進めている。SERAPHIMコードでは、流速場・温度場・濃度場など材料損傷環境を評価することが目的であるが、そのためには伝熱管破損口から水蒸気が噴出したとき形成される不足膨張噴流に対して十分な再現性を得ることが必要不可欠である。そこで本研究では、SERAPHIMコードにおける数値解析手法の高度化を目的に、不足膨張噴流現象に対する再現性検証解析を実施した。空気中空気噴流の解析を実施した結果、1次精度風上差分では十分な再現性を得ることができないが、高次精度離散化手法(2次精度TVDスキーム)を適用すれば噴流形状や衝撃波(マッハディスク)の形状及び形成位置を実機相当の圧力条件において精度よく予測できることがわかった。さらに、同手法により水中に空気が噴出した場合の流況についてもおおむね正しく再現できることを確認した。
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。
越智 大輔*; 染矢 聡*; 大島 宏之; 岡本 孝司*
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11
高速増殖炉の高い安全性・効率を確保するには、高精度な熱流動数値解析手法の開発、及び、実測データを用いた数値解析手法の検証が必要である。本研究では、数値解析手法検証用のデータを取得することを目的に、高速増殖炉燃料ピンバンドルを模擬した7本ピンバンドル体系熱流動計測装置を用い、PIVによる速度場計測を実施した。ヒーター加熱有り/無し、あるいは、流量を変更したそれぞれの条件において、燃料ピン間の狭隘流路における流速データを取得することに成功した。
染矢 聡*; 越智 大輔*; 大島 宏之; 岡本 孝司*
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11
燐光剤を合成した感温粒子(Temperature Sensitive Particle)を用い、高速増殖炉燃料ピンバンドルを模擬した7本ピンバンドル体系熱流動試験装置により速度・温度場同時計測を実施した。本計測では、感温粒子にパルスレーザーを照射し、高速度カメラで撮影した燐光画像から速度場を算出するとともに、時々刻々と減衰する燐光強度から温度を同時に評価した。これにより、数値解析手法の検証に有用なデータを取得した。
松本 俊慶*; 高田 孝*; 山口 彰*; 栗原 成計; 大島 宏之
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11
ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器の安全評価においては、伝熱管破損時の破損伝播、すなわち発生するナトリウム-水反応現象が隣接する健全な伝熱管に影響を及ぼす可能性を評価することが重要である。隣接伝熱管の温度評価には、周囲の流体からの熱移行量を求める必要があるが、その計算には伝熱管表面での熱伝達係数を与えなければならない。そこで本研究では、過去に実施されたナトリウム中水リーク試験SWAT-1Rで得られた温度測定データを用い、伝熱管表面での熱伝達係数を見積もった。さらに、温度測定データ及び熱伝達係数の情報から伝熱管近傍での流動状態を推定した。
内田 光則*; 染矢 聡*; 岡本 孝司*; 大島 宏之
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11
高速増殖炉の蒸気発生器において伝熱管に貫通破損孔が生じると、水又は水蒸気が周囲の液体ナトリウム中へ噴出し、不足膨張噴流が形成される。本研究では、このような現象の解明を目的とし、水中での不足膨張噴流(窒素)に関する実験を実施した。実験では、可視化により噴流の水中侵入距離や拡がり幅を調べるとともに、PIVによる速度場計測を実施した。実験の結果、噴流の水中侵入距離,拡がり幅,気泡の移動速度についてデータが得られ、それらは噴出側圧力の増加とともに増大するとの知見が得られた。
Zhang, B.*; 原田 哲志*; 平原 大輔*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
本研究では、セルフレベリング挙動特性を模擬物質を用いて実験的に調べた。本実験では、異なる密度で構成されるアルミナあるいは鉛の固体球で構成されるデブリベッドでのボイド率が軸方向に増加することを減圧沸騰を用いて模擬した。粒子サイズ(直径0.5mmから6mm)と形状(球形あるいは非球形粒子)もまた実験パラメータとした。セルレベリング発生クライテリアを提案して、それを実験結果と比較した。
一宮 正和
no journal, ,
「もんじゅ」の今後の展開も含めた、日本におけるFBR開発方針と現状についてレビューする。