Lattice Boltzmann modeling and simulation of forced-convection boiling on a cylinder

齋藤 慎平*; De Rosis, A.*; Fei, L.*; Luo, K. H.*; 海老原 健一; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Physics of Fluids, 33(2), p.023307_1 - 023307_21, 2021/02

https://doi.org/10.1063/5.0032743

流れ場で沸騰が発生する現象は強制対流沸騰として知られている。今回、飽和条件の流れ場中の円柱上での沸騰システムを数値的に調査した。複雑な気液相変化現象に対処するために、擬ポテンシャル格子ボルツマン法(LBM)に基づく数値スキームを開発した。高いレイノルズ数の数値安定性を高めるため、衝突項を中心モーメント(CM)の空間で解いた。CMベースのLBMに適した力場スキームを採用することで簡潔でありながら堅牢なアルゴリズムとなっている。さらに、熱力学的一貫性を確保するために必要な追加項をCMの枠組みにおいて導出した。現在のスキームの有効性は、核形成,成長、および30-30000の間で変化するレイノルズ数の蒸気泡の離脱を含む一連の沸騰プロセスに対してテストされた。開発したCMベースのLBMは、初期気相などの人工的な入力なしに、核沸騰,遷移沸騰、および膜沸騰の沸騰様式を再現できる。結果からプール沸騰ではなく強制対流システムでも抜山曲線として知られる典型的な沸騰曲線が現れることが分かった。また、今回のシミュレーションは膜沸騰領域でも断続的な直接固液接触の実験的観察を支持することが分かった。

強制流動サブクール沸騰DNBにおける伝熱面温度変化の予測

Liu, W.; Podowski, M. Z.*

日本機械学会熱工学コンファレンス2015講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2015/10

強制流動サブクール沸騰を用いた高熱機器の出力は、冷却限界、いわゆる限界熱流束(Critical Heat Flux: CHF)に制限される。定常の核沸騰から逸脱し、不安定な気液共存伝熱である過渡沸騰、あるいは伝熱面温度の著しい上昇をもたらす膜沸騰の開始点として、Departure from Nucleate Boiling (DNB)が限界熱流束と深く関係する。今後の高熱機器の熱設計は、DNBを含む各伝熱過程に対し物理現象に基づいたモデリングを行い、温度の著しい上昇を含む温度過渡変化を計算することによってCHFを予測することが期待されるが、その技術は確立されていない。そこで、本報では、DNB時における伝熱流動を、Liquid sublayer dryoutモデルに基づいてモデリングし、熱伝導方程式を解くことによって液膜厚さや伝熱面温度の過渡変化を得られた。大気泡下の液膜は、蒸発によってdryoutし、DNB発生する過程を予測できたが、実験で確認された、ヒータ焼損につながる温度の著しい上昇が再現されなかった。これを再現するには、DNB発生時の壁面と接触した大気泡速度、及びDNB発生後の過渡沸騰や膜沸騰領域の伝熱をモデル化する必要があると考える。

Master plan and current status for feasibility study on thermal-hydraulic performance of reduced-moderation water reactors

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

Proceedings of Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics, p.317 - 325, 2004/12

日本原子力研究所では高稠密格子水冷却炉心(RMWR)の熱流動特性を予測する技術開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRは核分裂性プルトニウムの増殖比を高めるため、燃料集合体を稠密にし、ボイド率を高くしている。そのため、熱流動に関する成立性が大きな開発課題となっている。本論文ではこの成立性にかかわる研究に焦点を当て、大型試験装置と先進的な数値解析技術を活用した研究・開発計画を述べるとともに、今までに得られた成果を示す。本研究を進めることで高稠密格子炉心での除熱性能を検証するとともに、予測技術を確立する予定である。

シビアアクシデントの伝熱流動現象における素過程に関する研究; 狭隘流路での沸騰熱伝達, 原子力基礎研究 H10-027-4 (委託研究)

神永 文人*

JAERI-Tech 2002-012, 68 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-012.pdf:2.45MB

シビアアクシデント時の伝熱現象における1つの素過程として、溶融炉心の長期の冷却特性に対して重要な事象である狭隘流路内の低流量条件下での沸騰熱伝達の解明を行った。自然循環条件下での実験と解析の結果、水を使用した結果とエタノールの一部の結果では、沸騰熱伝達に対する管径の影響が明確に現れ、細い管ほどまた圧力が高いほど熱伝達率が増加し、その値はプール沸騰の場合と比べかなり大きくなることが示された。また流動様式が環状流に遷移し、液膜の蒸発熱伝達が支配的であると仮定して解析すると、熱伝達を良く評価できることが示された。強制循環条件下での実験と解析の結果、ウエーバ数が伝熱様式に重要な影響があることが示された。ウエーバ数が0.15より小さい循環条件(質量流束62kg/ms以上)では、従来の強制循環での沸騰熱伝達とほぼ類似の特性を持つ。また、今回の実験範囲である低質量流束条件であっても、細管であるため対流熱伝達率は大きくなる。そのため、低熱流束領域では対流の効果が大きくなり、見かけ上、沸騰熱伝達が促進される。この場合、限界熱流束は甲藤のL領域相関で予測できる。一方、ウエーバ数が0.2より大きい循環条件(質量流束53kg/ms以下)では、沸騰熱伝達はより促進され、その促進は熱伝達様式が環状流での液膜蒸発熱伝達に遷移するためであることが示された。ただ、限界熱流束は甲藤のL領域相関式よりかなり小さくなる。その原因は、ウエーバ数が大きいため、液膜が伝熱面から剥離しやすくなり、小さな流量変動で、位置的,時間的にドライな状態が伝熱面に形成されやすくなるためである。したがって、低流量での狭隘流路内沸騰熱伝達評価には、実際に流路を流れる流量の考慮が最も重要であることが示唆された。

横型PCCS蒸気ブランケット効果の解析

大貫 晃; 中村 秀夫; 安濃田 良成

第7回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 (00-11), p.258 - 263, 2000/00

BWRの静的格納容器冷却系(PCCS)として横型熱交換器を用いることが検討されている。横型PCCSの除熱性能を規定するものの一つに2次側水プール内での熱伝達特性がある。特に伝熱管の熱流束の高い領域では蒸気で覆われ、熱流束が低下する蒸気ブランケット効果が懸念された。本報では、原研で開発した多次元二相流モデルコードACE-3Dにより2次側水プール内の熱流動解析を行い、蒸気ブランケット効果の影響を評価した。解析に先立ち、乱流プラントル数を水プール中での蒸気噴流の実験データにより最適化した。解析の結果、定常的に蒸気で覆われる領域はなく、蒸気ブランケット効果による伝熱管熱流束の極端な低下は起こらないことがわかった。

Application of neutron radiography to visualization of cryogenic fluid boiling two-phase flows

竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 後 俊彦*; Iwatani, Junji*; 村田 裕*; 持木 幸一*; 田口 亮*; 松林 政仁; 鶴野 晃

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 377(1), p.174 - 176, 1996/07

https://doi.org/10.1016/0168-9002(96)00138-6

金属容器内及び熱交換器内における液体窒素の沸騰二相流をJRR-3M熱中性子ラジオグラフィ装置において武蔵工業大学が開発した動画像処理装置を用いて可視化及び画像処理・解析した。金属容器内液体窒素プール中におけるアルミニウム垂直シリンダーからの核沸騰及び膜沸騰の様子が実時間で疑似カラーを用いて観察された。また、アルミニウム製のフィンを用いたタイプの熱交換器では液体窒素の分布が画像処理により得られ、質量流束条件の違いによる液体窒素の流れ方の違いが良く観察された。これらの実験結果より、中性子ラジオグラフィが低温沸騰二相流の可視化及び低温熱交換器の設計に応用できることが示された。

Assessment of TRAC-PF1/MOD1 code for thermal-hydraulic behavior in pressure vessel during reflood in SCTF test with a radial power distribution

大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫

JAERI-M 93-139, 85 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-139.pdf:1.79MB

PWR-LOCA時再冠水過程での圧力容器内熱水力挙動に対するTRAC-PF1/MOD1コードの予測性能を評価するために、平板炉心試験装置(SCTF)を使い急峻、あるいは平担の各炉心半径方向出力分布により行った二つの試験に対する試験後解析を行った。TRACコードは被覆管温度の遷移に対し、出力の違いにより生ずる半径方向の分布を含め良く予測した。しかしながら、炉心内及び上部プレナム内でのボイド率の予測に対しては良くなかった。TRACコードはボイド率の半径方向の分布に対し、炉心内ではSCTF試験ではみられなかった特殊な分布を予測し、上部プレナム内では測定結果に対しより平担な分布を予測した。本予測性能評価に基づき、水力及び熱伝達モデルに対し改良すべき点を示した。

Assessment of TRAC-PF1/MOD1 code for core thermal hydraulic behavior during reflood with CCTF and SCTF data

秋本 肇; 大貫 晃; 菊田 充孝*; 村尾 良夫

JAERI-M 93-032, 190 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-032.pdf:3.0MB

加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の炉心内熱水力挙動に対するTRAC-PF1コードの予測性能を評価するために、円筒炉心試験と平板炉心試験から選んだ6試験に対する試験後解析を行った。計算結果と測定結果を比較した結果から、TRAC-PF1コードにより予測されるボイド率及び炉心蓄水量と測定結果との量的な一致は悪いこと、並びに、被覆管温度履歴におけるターンアラウンド時間・ターンアラウンド温度及びクエンチ時間は良好に予測されていることがわかった。TRACコードの問題点を明確にするために、界面剪断応力モデルと壁面熱伝達モデルについて検討した。その結果から、再冠水時の炉心内熱水力挙動をより精度よく予測するためには、気泡流/スラグ流領域及びチャーン流から環状噴霧流への流動遷移点の界面剪断応力モデル並びに膜沸騰領域の壁面熱伝達モデル等を改良する必要のあることがわかった。

Post-dryout heat transfer of steam-water two-phase flow in rod bundle under high-pressure and low-flow conditions

熊丸 博滋; 久木田 豊

ANS Proc. 1991 National Heat Transfer Conf., Vol. 5, p.22 - 29, 1991/00

圧力:3~12MPa、質量流束:20~410kg/ms、入口クオリティ:0.4~0.9の条件下で、ロッドバンドル内での水-蒸気二相流のドライアウト後の熱伝達実験を行った。最初に、本ドライアウト後熱伝達実験データを、噴霧流域に対するいくつかの熱伝達相関式及び最近の理論モデルと比較した。しかし、相関式及びモデルは実験データをよく予測しなかった。従って、次に、ドライアウト点での液滴エントレインメントについての簡単な考察に基づき、実験データを蒸気流冷却に対するいくつかの熱伝達相関式と比較した。比較の結果、Dittus-Boelterあるいは、Heineman相関式などの蒸気流冷却に対する熱伝達相関式は、噴霧流域に対する相関式より、むしろ本実験データをよく予測することが明らかになった。

Reflood experiments in single rod channel under high-pressure condition

G.Xu*; 熊丸 博滋; 田坂 完二

JAERI-M 89-178, 35 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-178.pdf:0.74MB

原研の単一燃料棒実験装置において、再冠水実験を行った。主なパラメータは、再冠水速度、初期表面温度及び線出力である。実験は全て1MPaで行った。また、全て飽和水を注入した。実験は、0.01~0.18m/sの再冠水速度、677K~903Kの初期表面温度、及び0~2.712kW/mの線出力をカバーしている。実験では、クエンチ速度と再冠水速度の比が0.204より0.744まで変化した。高再冠水速度実験の結果は、蒸気流中にかなりの量のエントレインメント液体が存在していることを示した。クエンチ温度は、633Kより708Kまで変化し、その変化は狭い範囲、約75K以内であった。また、実験結果は、低再冠水速度及び低線出力で得られたデータを除けば、同じLo(クエンチフロントよりの距離)の値に対して、膜沸騰熱伝達係数は狭い範囲で変化することを示した。