Axial flow characteristics of bubbly flow in a vertical large-diameter square duct

Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2017/09

4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形ダクト内における上向き気泡流の実験的研究を行った。流れ方向3断面における局所界面積濃度、3次元気泡速度ベクトルと気泡径等を計測した。取得したボイド率、局所界面積濃度、3次元気泡速度ベクトルと気泡径等により、流れの挙動に関する有益な情報を提供できるだけでなく、界面積濃度輸送方程式内のソースとシンク項の機構論的モデルの高度化にとって重要なデータベースとなる。

A Large-scale numerical simulation of bubbly and liquid film flows in narrow fuel channels

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Proceedings of 2005 ASME International Mechanical Engineering Congress and Exposition (CD-ROM), 8 Pages, 2005/11

サブチャンネル解析コードに代表される従来の炉心熱設計手法に、スパコン性能の極限を追求したシミュレーションを主体とする先進的な熱設計手法を組合せることによって、効率的な革新的水冷却炉開発の可能性について研究している。今回は、隣り合う燃料棒の間隔が1.0mmと1.3mmの2種類の稠密炉心を対象にして大規模な二相流シミュレーションを行い、燃料棒まわりに形成される複雑な水と蒸気の3次元分布の詳細予測に成功した。一連の成果を基に、より高性能な稠密炉心の仕様緒元をシミュレーションによって探索できる高い見通しが得られた。

狭隘流路内の大規模気泡流挙動に関する数値シミュレーション

高瀬 和之; 吉田 啓之; 玉井 秀定; 小瀬 裕男*

日本機械学会2004年度年次大会講演論文集, Vol.2 (No.04-1), p.251 - 252, 2004/09

著者らは過渡的な界面構造を直接とらえることができる界面追跡法を利用した二相流直接解析コードの開発を行っている。本報では気泡流や液膜流を対象にして行った大規模シミュレーションの結果を示す。一連の解析の結果、(1)微細な気泡は下流へと移行しながら合体し、次第に大きな気泡が形成される,(2)気泡の合体により気液界面が大きく変形し、それに伴って発生する気泡周囲の流体の複雑な速度分布が気泡の合体をより促進させている、ことが明らかになるとともに、原子炉燃料集合体内狭隘流路を対象にして大量の気泡の合体と分裂のメカニズムについて有益な知見が得られた。

Verification of models for bubble turbulent diffusion and bubble diameter in multi-dimensional two-fluid model

大貫 晃; 秋本 肇

Proceedings of the 8th International Symposium on Flow Modeling and Turbulence Measurements (FMTM2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/12

計算資源の拡大に伴い、気液二相流の形状効果を多次元で解析することが期待されるようになってきたが、構成方程式の検証は十分ではない。著者らは多次元二流体モデルにより相分布を予測するため、気泡の乱流拡散並びに気泡径に対するモデルを近年開発した。本研究ではこのモデルの検証を行う。検証は幅広い条件(流路直径;9mmから155mm,圧力;大気圧から4.9MPa,流量;気相見かけ流速=0.01m/sから5.5m/s,液相見かけ流速=0m/sから4.3m/s,流体; 空気-水,蒸気-水)でのデータベースにより行った。検証解析を通じ、開発したモデルは流路直径の影響を含め広い流動条件に適用できることがわかった。相分布の形並びに流路全体の平均ボイド率を定性的及び定量的によく予測した。本モデルは気泡径と渦スケールの比を重要なパラメータとして採用しており、このパラメータが多次元二流体モデルの構成方程式を構築する上で重要であることがわかった。

Numerical simulation of bubbly two-phase flow using the lattice Boltzmann method

渡辺 正; 海老原 健一

Proceedings of 4th International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications (SNA 2000) (CD-ROM), 10 Pages, 2000/09

原子力分野における基本的な混相流現象の一つとして、気泡二相流の数値シミュレーションを、二成分二相格子ボルツマン法により行った。3次元の定常な流れ場を形成するために、入口及び出口境界条件の設定方法を提案した。二相流の体積率は相間の界面積について、空間分布と時間変化を測定し、安定な気泡二相流の流れ場が得られることを確認した。また、入口体積率を変化させることにより、流動様式が気泡流からスラグ流へ変化することが示された。

垂直管内気泡流相分布の流路スケール効果に関する実験的研究

大貫 晃; 清宮 正人*; 秋本 肇

混相流シンポジウム'98講演論文集, p.221 - 222, 1998/00

本報では、気液二相流の詳細な多次元流動モデルの確立を目指す研究の一環として、気泡流相分布に及ぼす流路スケール効果を実験的に調べた。内径20cmの大口径垂直管における相分布及び気泡径を測定すると共に、水及び気泡の各流速分布を測定し、Liuらの小口径管(内径3.8cm)データとの比較から流路スケール効果を検討した。検討の結果、大口径管での径方向液流速勾配が小口径管より低いこと、及び気泡が誘起する液相乱流エネルギーの高いことが大口径管での相分布が小口径管より平坦となる理由として考えられた。

Developed flow pattern and phase distribution under gas-liquid two-phase flow in a large vertical pipe and prediction of phase distribution by multidimensional two-fluid model

大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1670 - 1676, 1997/00

将来型原子炉システムの設計用ツールである多次元二流体モデルコードを高度化する研究の一貫として、大口径垂直管(内径20cm)での空気・水二相流データベースを新たに取得するとともに、気泡流相分布に対する多次元二流体モデル構成方程式の適用性を調べた。実験的にはスラグ流域での流動の乱れが小口径管の場合より大きいこと、相分布の変化する流量条件が小口径管の場合と異なることがわかった。解析的には単一のモデル定数では気泡流相分布を予測できないこと、気泡径の情報を取り込んだモデルを構築する必要のあることがわかった。

Application of electromagnetic velocity meter for measuring liquid velocity distribution in air-water two-phase flow along a large vertical pipe

大貫 晃; 秋本 肇

Proc. of ASME Heat Transfer and Fluids Engineering Divisions (HTD-Vol. 321,FED-Vol. 233), 0, p.473 - 478, 1995/00

大口径垂直管(内径0.48m)内空気-水二相流の流れの構造を調べるため、電磁流速計による液流速分布の測定を行った。最初に空気-水二相流下での電磁流速計の測定精度をチェックし、気泡粒での約2m/sまでの局所液流速を10%の精度で測定できることを確認した。次に大口径垂直管内の局所液流速の半径方向分布の測定に適用し、次の結果を得た。(1)空気流量が増加するにつれて、流路中心での軸方向液流速は高くなり、壁近傍での液の流れは下降流となり、液流速変動の非等方性の程度は大きくなる。(2)テスト部下端から1m程度の高さまでは流れは未発達であり、それ以上の高さでは軸方向液流速の分布形及び値はほぼ同一となり、発達した流れと考えられる。

原子炉燃料体におけるボイド率および圧力損失

山崎 弥三郎; 岡崎 元昭; 新妻 泰

JAERI-M 82-014, 62 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-014.pdf:2.27MB

ATR及びJPDR-IIの模擬燃料体についてFAT-1ループを用いてボイド率及び圧力損失を空気-水系について測定した。実験範囲は水流量60t/hまで、系圧力3.5kg/cmボイド率10~50%である。ボイド率は燃料体全体の平均値を、圧力損失は直管部・スペーサー部・ベース部・タイプレート部にわけて測定した。ボイド率()と気体体積流量率()との比はATR(二次設計)で0.95、JPDR-IIでは0.7となった。直管部の摩擦圧力損失はの函数として示した。円管に関する二相流の知見から原子炉運転圧力における全圧力損失の推算方法を示した。全圧力損失の約1/2は直管部以外の損失が占める。流動状態観察の結果、両燃料体とも流路全体として全範囲に亘り気泡流が卓越している。

Numerical simulation of bubble behavior in PWR rod bundle by interface tracking method

吉田 啓之; 小野 綾子

no journal, , 

Critical heat flux (CHF) is one of key parameter to design a fuel bundle of nuclear reactors. Currently, CHF is evaluated based on experimental database performed by large scale test facilities. It is difficult to perform experiments by large scale test facility, because of requirement of huge cost and long time. Therefore, the design of new fuel bundle is difficult, and this is one of important issues related to thermal-hydraulics of nuclear reactors. To resolve this issue, it is considered that the CFD is one of the important tools. If we can simulate thermal-hydraulic phenomena in detail, CHF may be evaluated based on simulated phenomena. However, performing numerical simulation of thermal-hydraulic phenomena in detail is difficult, because absence of physical model related to CHF and numerical simulation method to perform two-phase flow simulations in rod bundles. In JAEA, we started a research project to construct an evaluation method of CHF based on the multiphase CFD technique. In the first step of this project, we performed numerical simulations of bubble behavior in PWR rod bundles by using TPFIT. TPFIT is a numerical simulation code based on an interface tracking method developed in JAEA. In this numerical simulation, we performed single phase flow simulations in PWR rod bundles by using STAR-CCM. These results were used as an inlet boundary condition of numerical simulation of bubble behavior in the PWR rod bundle. In the numerical simulations of STAR-CCM, existences of grid spacer and vane were calculation parameters. In the results, numerical simulation of bubbly flow in PWR rod bundle under high pressure and temperature conditions. It is confirmed that the bubbly flow behavior is affected by the existence of spacer grid.