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岡垣 百合亜; 与能本 泰介; 石垣 将宏; 廣瀬 意育
Fluids (Internet), 6(2), p.80_1 - 80_17, 2021/02
Many thermohydraulic issues about the safety of light water reactors are related to complicated two-phase flow phenomena. In these phenomena, computational fluid dynamics (CFD) analysis using the volume of fluid (VOF) method causes numerical diffusion generated by the first-order upwind scheme used in the convection term of the volume fraction equation. Thus, in this study, we focused on an interface compression (IC) method for such a VOF approach; this technique prevents numerical diffusion issues and maintains boundedness and conservation with negative diffusion. First, on a sufficiently high mesh resolution and without the IC method, the validation process was considered by comparing the amplitude growth of the interfacial wave between a two-dimensional gas sheet and a quiescent liquid using the linear theory. The disturbance growth rates were consistent with the linear theory, and the validation process was considered appropriate. Then, this validation process confirmed the effects of the IC method on numerical diffusion, and we derived the optimum value of the IC coefficient, which is the parameter that controls the numerical diffusion.
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
被引用回数：34 パーセンタイル：98.3(Mechanics)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。
内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大島 宏之
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(10), p.1036 - 1045, 2017/10
被引用回数：5 パーセンタイル：44.07(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器におけるナトリウム-水反応現象を評価するため、圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発した。解析手法妥当性確認の一環として不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致する結果を得た。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした解析を実施し、実現象に対する適用性を確認した。構造格子及び非構造格子を用いた解析から、非構造格子を適用することの効果についても確認した。
Guo, L.*; 守田 幸路*; 飛田 吉春
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(2), p.271 - 280, 2016/02
被引用回数：7 パーセンタイル：54.81(Nuclear Science & Technology)For the analysis of debris behavior in core disruptive accidents of liquid metal fast reactors, a hybrid computational tool was developed using the discrete element method (DEM) for calculation of solid particle dynamics and a multi-fluid model of a reactor safety analysis code, SIMMER-III, to reasonably simulate transient behavior of three-phase flows of gas-liquid-particle mixtures. A coupling numerical algorithm was developed to combine the DEM and fluid-dynamic calculations, which are based on an explicit and a semi-implicit method, respectively. The developed method was validated based on experiments of water-particle dam break and fluidized bed in systems of gas-liquid-particle flows. Reasonable agreements between the simulation results and experimental data demonstrate the validity of the present method for complicated three-phase flows with large amounts of solid particles.
加藤 由幹; 吉田 啓之; 横山 諒太郎*; 金川 哲也*; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
In this study, visualization experiment for the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration was performed to understand bubbly flow behavior under earthquake acceleration. Liquid pressure was also measured at upstream and downstream of the test section. In addition, to consider detailed effects of pressure gradient on bubble motion, numerical simulation of two-phase flow in horizontal pipe with vibration was performed by a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method: TPFIT. Based on observed images and calculated results, bubble velocity was evaluated. It was confirmed that the pressure gradient amplitude increased with the increase of the frequency of the table. In addition, it was observed that the bubble velocity amplitude also increases with the increase of the frequency of the table. It was concluded that the bubble motion was strongly affected by the pressure gradient in the test section.
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0025_1 - TEP0025_11, 2014/08
In this study, to develop the predictive technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method TPFIT was expanded. In addition, the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration and under the fluctuation of the liquid flow was simulated by using the modified TPFIT. In the results, it was confirmed that the modified TPFIT can predict time dependent velocity distribution around the bubbles and shapes of bubbles qualitatively. The main cause of bubble deformation observed is large shear stress at the lower part of the bubble, and this large shear stress is induced by the velocity difference between the liquid phase and bubble. Moreover, we discussed about the difference between both effects of flow rate fluctuation and structure vibration on two-phase flow. In the results, bubble acceleration of the structure vibration case was larger than that of the flow rate fluctuation case. Finally, it was concluded that unsteady shear stress induced by vibration of the pipe wall was one of the main driving forces of bubble motion in structure vibration case.
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。
海老原 健一
JAERI-Research 2005-004, 121 Pages, 2005/03
JAERI-Research-2005-004.pdf:19.79MB
本報告書は、まず、格子ガス法及び格子ボルツマン法の二相流体モデルの二相流シミュレーションへの適用妥当性及び有用性を検討した。その結果に基づき、格子ボルツマン法の二相流体モデルであるHCZモデルを、基本的かつ重要な二相流流動様式の1つである水平層状二相流のシミュレーションへ適用した。その結果、HCZモデルの界面は、Kelvin-Helmholtz不安定性を満足することが確認された。またTaitelとDuklerの理論的流動様式線図(T-D線図)の界面成長に関する曲線が再現された。さらに、幅が狭い流路では、流れの三次元性の影響が顕著となり、T-D線図が与える以上の低密度相のみかけ流速が界面成長に必要であることが明らかとなった。次に、より複雑な界面現象を伴う液滴発生のシミュレーションを行い、Ishii-Grolmesの実験相関式を、実験データの分布範囲において、再現できることがわかった。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
WIT Transactions on Engineering Sciences, Vol.50, p.183 - 192, 2005/00
原子炉熱設計に必要である炉心内水-蒸気系二相流構造の詳細を大規模シミュレーションによって明らかにする研究を行っている。従来の熱設計手法ではサブチャンネル解析コードに代表されるように実験データに基づく構成式や経験式を必要とするが、新型炉に関しては熱流動に関する実験データが十分ではないため、従来手法による熱設計では高精度の予測は困難である。そこで、著者らは、シミュレーションを主体とした先進的な熱設計手法を開発し、これに従来手法を組合せることによって効率的な新型炉開発の実現を目指している。本論文では、次世代型水冷却炉を対象にして気泡流や液膜流に関する大規模な気液二相流シミュレーションを行い、燃料棒が3角ピッチ状に稠密に配置され、流れ方向にスペ-サを有する燃料集合体内における複雑な水と蒸気の3次元分布を定量的に明らかにした結果を示す。
海老原 健一; 渡辺 正
Proceedings of 2004 ASME International Mechanical Engineering Congress and Exposition (IMECE '04) (CD-ROM), 9 Pages, 2004/11
本論文は、水平矩形断面流路中における成層波状二相流の界面成長の数値シミュレーションについて記述する。界面波の成長への流路幅の影響を、異なる流路幅に対するシミュレーションを行うことによって評価した。本論文で採用した数値解析モデルは、自発的な界面現象をシミュレーションすることができる、格子ボルツマン法の一成分二相流体モデルである。シミュレーションでは、波の成長を観察し、その波の成長と流動状態を特徴づける無次元数との関係を、TaitelとDuklerによって提案された流動様式線図と比較した。流路幅が広い場合には、計算結果の関係がTaitel-Duklerの流動様式線図とほぼ一致することが確認された。流路幅が狭くなると、界面が成長のために、より多くの低密度相の質量流量が必要になり、流動様式線図の関係からのずれが生ずることが示された。
海老原 健一
筑波大学大学院システム情報工学研究科博士学位論文, 134 Pages, 2004/09
本論文では、格子法の気液モデルの有用性を検討し、さらに格子ボルツマン法気液モデル(HCZモデル)を、格子ボルツマン法の適用例が見られていない水平層状二相流の三次元シミュレーションへ適用した。その結果、以下のことが明らかになった。(1)HCZモデルによってシミュレーションされる二相界面が、Kelvin-Helmholtz不安定性理論を、二次元及び三次元の場合について満足することがわかった。(2)矩形断面流路中の界面成長シミュレーションにおいて、界面成長と流動状態の関係が、理論的考察によって得られるTaitelとDuklerの流動様式線図を再現できることがわかった。(3)流路幅が異なる場合の界面成長シミュレーションによって、流路幅が狭くなった時、流れの三次元性の影響が顕著となり、界面成長に必要な低密度相の流量が、理論的流動様式線図から得られる値より大きくなることが明らかとなった。(4)界面成長より複雑な界面現象を示す液滴発生シミュレーションにおいて、液滴発生とその時の流動状態の関係が、IshiiとGrolmesによって提案された実験相関式を、ほぼ再現できることがわかった。
服部 博文*; 佐藤 博; 長野 靖尚*
日本機械学会論文集,B, 70(696), p.1919 - 1926, 2004/08
衝突噴流はよどみ点近傍で高い熱及び物質伝達率が得られるため工業上の広い分野で多用されている。また、衝突噴流は物質・生命科学実験施設に設置される減速材容器の冷却に使用される。そのため、その流動及び伝熱特性を明らかにすることは各種機器の性能を向上させるために重要である。本研究では、平面衝突噴流熱伝達場に着目し、高精度差分法による直接数値シミュレーションを行った。熱伝達場に最も影響する衝突距離をパラメータとして計算を行い、特に局所熱伝達場の第2極大値の出現に対する熱輸送機構を精査した。
海老原 健一; 渡辺 正
日本機械学会論文集,B, 70(694), p.1393 - 1399, 2004/06
一成分二相格子ボルツマン法によって、その幅が高さより狭い矩形断面流路内における水平層状二相流のシミュレーションを行った。3種類の異なる流路幅の場合について、二相間の界面成長を測定した。さらに二相流動を特徴付ける無次元数を測定し、それらと界面成長との関係とTaitelとDuklerによって提案された流動様式線図とを比較した。流路幅が狭くなるに従い、シミュレーションにより得られた界面の成長・非成長の境界が大きくなることがわかった。
功刀 資彰
日本機械学会論文集,B, 63(609), p.88 - 96, 1997/05
本研究は、VOF(Volume of Fluid)法の特徴である質量の完全な保存性を保ちつつ、その欠点である界面こう配輸送の不正確性を克服する新しい流体率輸送法を開発し、最終的には相変化を伴う固体・液体・気体の混在する多相熱流体の統一的直接解析手法の構築を目指している。本報告では、表面張力モデルの取り扱い及び新しく開発した「界面こう配を考慮した界面輸送法」を含む多相流の直接解析手法MARS(Multi-interface Advection and Reconstruction Solver)の概要を述べるとともに、解析例として、2次元気泡塔下部オリフィスから連続的に発生する気泡及び発生した気泡同士の合一挙動、3次元気泡塔内における2つの気泡の合一挙動及び2次元容器内における沸騰・凝縮挙動シミュレーションを示す。
丹沢 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫
JAERI-M 91-215, 40 Pages, 1992/01
本報告書は、反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材/燃料比の影響を調べるために、大気圧室温及び静水条件下で試験燃料のまわりに冷却材の流路を設けて行なった燃料照射実験の結果をまとめたものである。実験は、大気圧カプセルを使用し、単一試験燃料棒のまわりに円形または四角形の流路管を取り付け、試験燃料と接触する冷却材を制限することにより行なった。実験条件としては、冷却材/燃料比を変えるために14mm、16mm及び20mmの円筒形あるいは対面距離14mmの四角筒形の流路管を取り付け、発熱量は約150cal/g・UO
から400cal/g・UOまで変化させた。この結果、試験燃料に流路管を取り付けた場合、流路管を取り付けない標準条件における実験の場合と比較して、被覆管表面の最高温度はあまり変わらないが、下流側では膜沸騰持続時間が長くなり、また、破損しきい値が約30cal/g・UO低くなる等、冷却材/燃料比が反応度事故条件下の燃料挙動に大きな影響を与えることが判明した。
高野 誠; L.Wolf*; W.Scherer*
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(7), p.526 - 535, 1987/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)西ドイツでは、現在運転中の高温ガス炉AVRを改造してプロセスヒートループを接続する計画が進行中である。この計画では、AVRで加熱された950
Cヘリウムの半分がプロセスループへ分岐供給される。ここで、AVRとプロセスループを流れるヘリウム流量は相互に依存性があり流量不安定性や、流路の逆転が生じる可能性がある。本報では、計算機シミュレーションにより、上述の問題点について検討を行っている。初めに、AVRで行われた動特性実験のシミュレーションを行い測定値との比較を試み、次に改造後のプラントに対するシミュレーションを行っている。その結果、通常運転時に予想される程度の外乱に対しては、ヘリウム流れは非常に安定に推移することがわかった。一方、流路が逆転する際の条件について簡単な解析的モデルにより検討した。
村尾 良夫
原子力工業, 32(9), p.25 - 27, 1986/00
本論文は、特に安全性研究で行なわれている大規模実験と大型解析の役割についての考えをまとめたものである。単相流の解析と異なり、二相流の解析においては、未だ広範囲の条件に適用できるモデルが確立されておらず、正確に現象を記述しモデル化するためには実験が必要である。実際の原子炉内の挙動についての信頼性の高いモデルが必要な場合、大規模な実験が必要になる。又、複雑な体系のモデル化を行なうと、解析コードに適用した場合、そのコードは大型となる。本論文では、どのようにしてこの現状を改善してゆくべきかについての意見をまとめたものである。
大久保 努; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 85-026, 89 Pages, 1985/03
本報告書は、1983年5月12日に実施された円筒第2次炉心試験C2-4(Run62)の評価を行ったものである。本試験は、円筒第2次炉心試験装置による試験の再現性を検討するために実施された。その為本試験の条件は、以前に行れた基準試験(試験C2-SH1)と同一に設定された。本試験のデータを試験C2-SH1のデータと比較して以下の結果が得られた。(1)両試験に於ける初期および境界条件は、炉心バレル及び下部プレナム水の温度を除けばほぼ同一であった。後者の差は、最大で6K程度観測された炉心入口サブクール度の差を生じたと考えられる。(2)システム挙動はほぼ同一であった。(3)炉心冷却挙動は、高出力領域上部で発熱体表面温度に見られたわずかな差を除けば、ほぼ同一であった。(4)上記(3)の差は小さく(1)で述べた差による事を定性的に説明できることから、実用上、円筒第2次炉心試験の熱水力挙動に再現性があると考えられる。
井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 85-025, 89 Pages, 1985/03
CCTFにより低出力条件(平均初期線出力1.18kw/m)の再冠水試験を行い、その試験結果を基準試験(1.40kw/m)の結果と比較した。再冠水過程初期(
100S)には、炉心出力が異なっていても炉心での発生蒸気量が等しいため熱伝達率はほぼ等しく、その結果低炉心出力条件で破覆管温度およびターンアラウンド温度は低下した。再冠水過程中期以降(
200S)になると、低出力条件で炉心での発生上記量は減少し、そのため熱伝達率は大きく、クエンチ点は急速に進行した。以上の出力効果は、米国で行われたFLECHT-SET試験の出力効果と一致した。
村尾 良夫; 大久保 努; 杉本 純; 井口 正; 須藤 高史
JAERI-M 84-243, 205 Pages, 1985/02
本マニュアルは、原研で開発中のREFLA-1D/MODE3再冠水システム解析コードについて説明したものである。本コードは、強制注水時ならびにFLEGHT-SET PhaseAのようなシステムにおけるダウンカマからの重力差による注水時の炉心熱水力動特性を解析するために用いることができる。本マニュアルには、REFLA-1D/MODE3のモデルが述べてあり、また、コード使用上の情報が与えられている。
