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吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇
Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.270 - 276, 2004/12
新しく開発した詳細二相流解析コードTPFITにより、稠密燃料集合体内水-蒸気二相流の大規模解析を実施した。TPFITコードでは、機構論的モデリングに基づき、水と蒸気間の三次元界面構造を詳細に解析できる。一連の大規模解析の結果、TPFITコードは稠密燃料集合体内二相流の現象解明や革新的水冷却増殖炉の熱的成立性の評価に有用であることを確認した。今後、TPFITコードの検証と改良を進めるとともに、既存の熱設計手法との融合を進め、大規模実験を必要としない機構論的熱設計手法の開発を進める予定である。
玉井 秀定; 吉田 啓之; 増子 献児*; 秋本 肇
Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.230 - 236, 2004/12
サブチャンネル解析コードNASCAを用いて、稠密格子炉心におけるバンドルスケール(燃料棒本数)が限界出力に及ぼす影響を解析的に検討した。その結果、バンドルスケールが異なっても、水はバンドル周辺部に蒸気はバンドル中央部に集まる傾向及び沸騰遷移はバンドル中央の上部高出力部上端で発生する傾向などは同じであることを確認した。また、バンドルスケールが大きいほど、冷却材が効率よく作用するため、ロッド1本あたりの除熱限界が高くなることを確認した。原研で実施した37本バンドル熱特性試験の実験解析を実施し限界出力の実験値と計算値を比較した結果、本解析手法が限界出力の十分な解析精度を有することを確認した。
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。
内堀 昭寛; 大島 宏之; 山口 彰
Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.51 - 55, 2004/11
核燃料サイクルにおける各種技術の成立性を評価するため、移動境界問題である融解・凝固および溶解・析出現象に対する数値解析手法を開発することが重要な課題とされている。そこで、移動境界問題の有力な数値解析手法である拡張有限要素法(X-FEM)を用いた数値解析コードを作成した。1次元融解・凝固問題を対象とした検証解析を実施し、数値解析コードの基本的な機能を確認した。
柴本 泰照; 与能本 泰介; 中村 秀夫; 錦沢 友俊
Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.210 - 214, 2004/11
沸騰伝熱に対する放射線誘起表面活性(RISA)の効果を検証するため、原研JMTRを用いた炉内複合照射環境下での限界熱流束(CHF)試験を計画している。試験部には直径2-mmの小口径管を採用し、伝熱面積を減ずることによって比較的低出力でCHF相当の熱流束を達成した。本試験範囲は高クオリティ下の液膜ドライアウト型CHFに分類される。計画中の炉内実験の実現可能性を確認するために、モックアップ装置を製作して炉外予備実験を行った。幾つかの技術的課題に遭遇したが、設計を改良することでそれらを解決し、安定定常二相流条件下でのCHFデータを得ることができた。得られたデータは炉内実験のデータとの比較に使用される。
堺 公明; 江口 譲*; 岩崎 隆*; 大島 宏之; 山口 彰
Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.171 - 178, 2004/00
数値解析によるガス巻込み評価の可能性を検討するため、定常くぼみ渦のガスコア長さ予測に関する数値解析を実施した。3次元数値解析結果に伸長渦理論を適用して予測したガスコア長さについて既往試験データと比較するとともに、ガス巻込みの発生とガスコア長さの関係について評価した。その結果、数値解析によるガス巻込み評価について見通しが得られた。
上出 英樹; 小林 順; 飛田 昭; 林 謙二; 木村 暢之
Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), 179 Pages, 2004/00
コンパクト化した原子炉容器内の自由液面でのガス巻き込み現象について、1/10スケールの全周炉容器モデルと1/1.8スケールセクター部分モデルを用いて実験研究を行った。その結果、ガス巻き込みが設計している体系で生じる可能性が少ないことを明らかにした。また、ホットレグ配管の周りで下降流、旋回流れが見られ、この領域でのガス巻き込みの発生に留意する必要があることを明らかにした。
伊藤 啓; 堺 公明; 大島 宏之; 山口 彰
Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.155 - 162, 2004/00
ナトリウム冷却高速炉の実用化に向けては、物量削減の観点からコンパクト化設計が指向されており、炉上部プレナム内の冷却材流速が比較的大きくなることから、自由液面からのガス巻込み防止が重要である。特にくぼみ渦によるガス巻込みは、その発生条件が未知であるため、現在、実験的・解析的研究が進められている。本報では、容器中のくぼみ渦を対象に、メッシュサイズや境界条件が解析精度に与える影響を調査した。その結果、水平方向メッシュサイズの感度が非常に大きいことが明らかになった。そこで。必要な精度に対するメッシュサイズの指標を決定する観点から、メッシュサイズと解析精度の関係を推定する評価式を導出し、解析結果との比較によって検証を行った。