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Wang, Z.; 岩澤 譲; 杉山 智之
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 12 Pages, 2020/08
In a hypothetical severe accident in a light water reactor (LWR) nuclear power plant, there is a possibility that molten core released from the reactor vessel gets in contact with water in the containment vessel. In this so-called fuel-coolant interactions (FCIs) process, the melt jet will breakup into fragments, which is one of the important factors for a steam explosion, as a potential threat to the integrity of the containment vessel. In order to investigate the melt-jet breakup with solidification processes, a multiphase particle method is developed in this study. Benefiting from its Lagrangian description and meshless framework, the large deformed interfaces could be directly and easily captured by the particle motions. A simple transient heat conduction test is firstly carried out. Two important multiphase instabilities, namely the Rayleigh-Taylor instability and the Kelvin-Helmholtz instability, are studied since they play important roles during the melt-jet breakup. After that, a bubble rising benchmark is performed to show the feasibility of modelling for deformation and collapse. The results achieved so far indicates that the developed particle method is capable to analyze the melt-jet breakup with solidification processes.
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Computational Fluid Dynamics 2004, p.649 - 654, 2006/00
日本原子力研究開発機構が研究を進めている革新的水冷却炉は減速材の割合を減らして中性子の減速を抑制することで高い転換比が期待できる原子炉であり、炉心には直径13mm程の燃料棒が1mm程度の燃料棒間ギャップ幅で三角ピッチ状に稠密に配置される。このような狭隘流路内の二相流挙動を高温高圧の原子炉条件下で詳細に計測することは困難であることから、著者らは実験データを必要としないシミュレーションだけによる評価法の開発を行っている。本論文では、革新的水冷却炉の炉心燃料集合体1カラム内二相流を対象にして、超高性能計算機による大規模シミュレーションの結果を示す。本研究によって、燃料集合体内の狭隘流路に設置されるスペーサまわりの気相と液相の挙動や燃料棒外表面を薄膜状に流れる液膜挙動などが定量的に明らかになるとともに、シミュレーションを主体とした炉心熱設計手法の実現に対して高い見通しが得られた。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定
JSME International Journal, Series B, 47(2), p.323 - 331, 2004/05
軽水炉の冷却材流路には燃料棒間のギャップ幅を一定に保つためにスペーサ等の突起がしばしば設置される。狭隘流路内のスペーサ周辺の熱流動に関する定量的な研究は、単相流では数多く見られるが、二相流ではほとんど見られない。そこで、狭隘流路に存在するスペーサ等の物体が二相流挙動に及ぼす影響を数値的に調べた。解析体系は3次元流路とスペーサを簡略模擬した矩形突起から成る。解析では、流路入口に液膜厚さとその流速及び蒸気流速を与え、時間方向に進展する液膜流挙動を非加熱等温流条件に対して定量的に検討した。本研究の成果は次のとおりである。(1)気液界面に作用するせん断応力によって界面不安定性が起こり、気相と液相の相対速度とあいまって波立ち発生へと現象が進行することを数値的に確認した。(2)突起後端から発生するはく離線に沿ってウエークが形成され、ここでは強い乱れによって液膜が排除されることがわかった。
Li, J.; 岸本 泰明
Physics of Plasmas, 11(4), p.1493 - 1510, 2004/04
被引用回数：59 パーセンタイル：85.15(Physics, Fluids & Plasmas)トカマクプラズマにおける電子温度勾配(ETG)駆動乱流が、断熱イオン応答を仮定した3次元ジャイロ流体モデルに基づいて解析された。論文ではおもに、ETG乱流が生成する帯状流のダイナミックスとそれに伴う電子の熱輸送が議論されている。高い電子のエネルギー閉じ込めが弱磁気シア領域において見いだされ、それらは、弱磁気シアに伴うETG乱流の抑制効果よりも、帯状流形成に伴う乱流の自己形成の結果であることを示している。特に、弱磁気シアはETG乱流における帯状流成分の増大により有利であることが示された。
Li, J.; 岸本 泰明; 井戸村 泰宏; 宮戸 直亮; 松本 太郎
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.6, p.585 - 588, 2004/00
トカマクプラズマの電子系輸送を支配していると考えられている電子温度勾配(ETG)モード乱流とそれが作る帯状流のダイナミックスに関する理論及びジャイロ流体モデルに基づくシミュレーションに関する報告を行う。特に、ETGモード乱流の駆動する帯状流の飽和機構に関して、Kelvin-Helmholtzモードの励起をシミュレーションによって確認するとともに、変調不安定性に基づく理論モデルの構築を行った。
井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), 16 Pages, 2003/10
BWR炉心では、核動特性と熱水力特性は常に相互に影響し合い、これを核熱結合と呼ぶ。従来は、炉外での核熱結合模擬は困難であった。これは、主として核動特性のリアルタイム模擬と高温・高圧でのボイド率のリアルタイム計測が困難であったことによる。著者らは、核動特性のリアルタイム模擬の手法を提案するとともに、リアルタイム計測が可能なボイド率計測手法を確立し、炉外での核熱結合模擬に成功した。この模擬手法を用いて、核熱結合条件でのチャンネル安定性データをTHYNCにより取得した。実験は、圧力2-7MPa,サブクーリング10-40K,質量流束270-667kg/m
sの範囲で行った。THYNCデータでは、核熱結合効果により、チャンネル安定限界は低下した。今回のTHYNC実験では実機の場合よりも核熱結合の影響が顕著となる条件設定であったが、非核熱結合条件の場合に比べて安定限界低下率は、圧力7MPaで10%以内であった。
井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04
BWRの水力不安定時には、流量変動に同期して燃料被覆が沸騰遷移とリウェットを周期的に繰り返すことが知られている。著者らは、THYNC試験装置により、実機核燃料と同長、同径の模擬燃料による2
2管群試験部を用いて、水力不安定実験を行った。その結果、模擬燃料出力を増加すれば、このような周期的沸騰遷移状態が発生し、さらに模擬燃料出力を増加すれば膜沸騰が持続する状態に至り、いずれの場合も模擬燃料温度は逸走しないことを確認した。周期的膜沸騰発生条件は、流量瞬時値が定常沸騰遷移曲線を下回るときで近似できた。持続的膜沸騰は、流量変動の振幅などの振動特性に依存するものの、質量流束変動の中心値が定常沸騰遷移曲線より小さいチャンネル出力で発生した。持続的膜沸騰発生条件は、低圧(2MPa以下),低流量(400kg/m2s以下)の条件では、梅川のモデルとほぼ一致した。高圧(7MPa)では、流量変動1周期間の熱バランスに基礎を置いた実験式とほぼ一致した。TRAC-BF1コードにより、周期的膜沸騰や持続的膜沸騰を予測できた。周期的膜沸騰遷移出力の予測結果はほぼ実験結果と一致したが、リウェット挙動の予測が不適切のため持続的膜沸騰遷移出力はよく予測できなかった。
Li, J.; 岸本 泰明
Physical Review Letters, 89(11), p.115002_1 - 115002_4, 2002/09
被引用回数：32 パーセンタイル：77.28(Physics, Multidisciplinary)微視的な帯状流と巨視的乱流間の相互作用に関して議論されている。鍵となる物理機構は半径方向のモード間結合として同定された。揺らぎのエネルギーは不安定な長波長領域から安定もしくは減衰する短波長モード領域に非局所的に輸送される。その結果、乱流スペクトルは大きく変形を受けるとともに非線形のパワー則から変位する。三次元のジャイロ流体イオン温度勾配モードシミュレーションを実施し、間欠的もしくはバースト的なイオン輸送挙動が観測され、トカマクプラズマにおけるITG生成帯状流に関係したスペクトル変形に関係していることが示された。
Li, J.; 岸本 泰明
Physics of Plasmas, 9(4), p.1241 - 1254, 2002/04
被引用回数：37 パーセンタイル：72.43(Physics, Fluids & Plasmas)帯状流はドリフト波の非線形相互作用によって生成される。三次元ジャイロ流体シミュレーションによると、静電的なスラブ電子温度勾配モードによる乱流システムにおいては、帯状流の発生は遅い過程であり、その振幅は近似的に時間に比例して増大することが明らかとなった。この場合、ETG駆動の帯状流は、背景の電子乱流輸送レベルに比べると弱く、乱流を抑制するには至らないことがわかった。この帯状流のダイナミックスが、定常状態において帯状流を考慮したシミュレーションにより解析された。
J.U.Knebel*; 新谷 文将
Proc. of 2nd Japanese-German Symp. on Multi-phase Flow, p.447 - 453, 1997/00
受動的安全炉では事故時の炉心冷却を冷却材の自然循環により行う方式が多く採用されている。しかし自然循環は駆動源が小さいため不安定になり易く、除熱の低下が懸念される。一方、過渡熱水力解析コードは、こうした流動状況に対する適用性を十分検証されていない。そこで検証用データ取得のための実験を高圧小型水ループを用いて実施した。本研究は、その第一報である。実験パラメータは、圧力、二相部流動抵抗、ヒータ出力であり、それぞれ0.3~15.4MPa、5種類の弁開度、4.4~160kWの範囲で実施し、200点に及ぶデータを取得した。実験データの整理の結果、本実験で得られた振動は密度波振動と考えられることが分かった。また、新たに導入した無次元数N
(N
)
/2を横軸とし、縦軸をN
とすることにより、広範な圧力範囲の安定/不安定境界を同一グラフ上に示すことができることも分かった。ここに、N: フェーズチェンジ数、N: フルード数、N: サブクール数である。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.868 - 879, 1995/09
被引用回数：4 パーセンタイル：43.23(Nuclear Science & Technology)LOCA時の1次系内冷却材分布は、水平配管内の流動様式に依存する。特に、波状流からスラグ流への遷移は、界面波が気送流れを塞ぐ液スラグに成長する結果生じ、界面摩擦や流路の圧力損失の増加を伴うため、その予測は重要である。ところが、スラグ流遷移の予測には、波状流での水位予測が必要であるものの、予測に必要な気液界面摩擦係数は、スラグ流遷移時のような液深の深い波状流(ボイド率
~0.6)でのデータや予測式が大変少なく、壁摩擦係数などで代用されることが多い。そこで、TPTF装置の水平円管テスト部(直径87及び180mm)を用いた、高圧(3-9MPa)の水/蒸気二相流実験を行い、スラグ流遷移境界近傍の波状流について調べ、界面摩擦係数を与える実験式を求めた。実験式はKelvin-Helmholtzの界面不安定性理論に基づくパラメータで構成され、TPTF実験結果での配管口径及び圧力依存性をよく表すことができる。
岡崎 元昭
Transient Thermal Hydraulics,Heat Transfer,Fluid-structue Interaction,and Structural Dynamics,ASME94, 0, p.65 - 73, 1994/00
沸騰二相流中に生じる密度波振動型不安定挙動を解析するためには、流れの非定常性の物理的本質を捉えた解析をする必要がある。そのため、はじめに偏微分形の基礎式を特性曲線法によって常微分化する必要がある。沸騰二相流の特性方程式の導出に当たっては特性曲線の一つである圧力伝播速度を現実の速度に合うように導くこと、相変化項を熱力学の法則によって適切に記述することを考慮している。さらに、二種類の特性曲線によって特性化された差分方程式による数値解法を示す。本数値解法の妥当性を検証するため、温度上昇に伴う密度変化により流速が上昇する水並びに蒸気単相流について、又、相変化に伴うクオリティ変化により流速が増大する飽和二相流について質量保存とエネルギ保存が達成されていることを確認した。又、沸騰二相流に生じる密度波振動について、いくつかの影響因子をパラメータにした数値計算例を示した。
神永 雅紀
JAERI-M 90-021, 61 Pages, 1990/02
COOLOD-Nコードは、板状燃料を使用する研究炉の定常熱水力計算が行える。本コードは、COOLODコードの改良版であり、強制対流冷却のみならず、自然循環冷却にも適用できる。主要な改良点は、自然循環冷却時の熱水力解析が可能なように、自然循環時の流量計算機能を追加したこと、JRR-3改造炉用に作成した、ONB温度、DNB熱流束等の計算機能を持つ「熱伝導パッケージ」を組込んだことである。研究炉は、一般に炉心内で沸騰が起こらないように設計されている。しかし、炉心内で沸騰を許すような研究炉においては、安全余裕を確認する方法として、流動不安定(Flow instability)が発生する条件に対してどの程度余裕を持っているかを調べる方法がある。COOLOD-Nコードの最新版には、このため流動不安定が発生する時の熱流束計算機能を追加した。
安濃田 良成; 久木田 豊; 中村 秀夫; 田坂 完二
Proc. on 1989 National Heat Transfer Conf., Vol. 4, 8 Pages, 1989/00
大口径(180mm)水平管内の高圧(3~11.9MPa)2相流の流動様式遷移について実験的研究を行なった。流動様式は、主にビデオプローブによる目視観察に基づいて判断した。実験の結果、分離流からスラグ流への遷移条件は、マンデーン等の線図よりかなり高いみかけの液流速で生ずることが明らかとなった。また、圧力が高くなると界面の波の様相が変化し、8.7MPa以上の圧力下では、スラグ流が発生しなくなる。しかし、それ以下の圧力においては、スラグ流遷移条件として、Taitel-Duklerの相関式の蒸気流速のかわりに蒸気と水の相対速度を用いた修正Taitel-Dukler相関式が、比較的良い相関を与えることがわかった。しかし、なお、系統的な圧力の影響、すなわち、圧力が高くなるにつれて、遷移するために必要な相対速度が増加するという傾向が明らかとなった。
笹倉 浩
Journal of the Physical Society of Japan, 54(5), p.1769 - 1781, 1985/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Physics, Multidisciplinary)不均一スワール流について、不安定モード(m,k)の複素角位相速度は、直径b-a+(
-)|
|、中心の座標{(b+a+(+))/2,0}の半円C()の中に存在しなければならぬことが示される。ここで、a,b及び,は回転速度及び軸速度の下限と上限である。は波数比k/mである。すべての不安定モードの角位相速度の範囲は、2つの半円C(
)とC(
)並びに接線t
とt(若し接線が存在するならば)とに囲まれた、上半面における総領域として作図される。ここで、tはC(O)とC()との接線を意味する。比の最大値と最小値は不安定条件から決定される。回転による成層、レイレイ・シンジの判別式及び軸方向流の諸効果が組み入れられるならば、半円は半楕円に変形される。
金子 正; 柴田 勝之
JAERI-M 84-178, 32 Pages, 1984/10
本報は、原子炉冷却材圧力バウンダリの周方向き裂を有するステンレス鋼配管の延性不安定破壊(配管のギロチン破断)に関して、次に示す代表的な破壊予測法についてまとめたものである。(1)Net-Section Collapse Stressによる予測、(2)Crack Ligament Fracture Stressによる予測、(3)Flow Stressによる予測、(4)J積分によるTearing Instability予測。これらの予測法のうち、予測法(1)(2)(3)は、き裂断面のNet-Section Stressを求めることによって、配管の破壊強度を評価する手法である。一方、予測法(4)は、断塑性破壊力学の導入によって、き裂の安定成長を考慮して、配管の延性不安定挙動を検討する方法である。以上の破壊予測法の紹介に加えて、本報では、日本原子力研究所、原子力工学試験センター、米国NRC、EPRI等で、実施されているステンレス鋼管の延性不安定破壊に関する実証研究の内容についても、概説した。
笹倉 浩
Journal of the Physical Society of Japan, 53(5), p.1587 - 1589, 1984/00
被引用回数：1 パーセンタイル：40.66(Physics, Multidisciplinary)方位方向磁場中の異方性回転流の不安定性がフリュート・モード擾乱に対して研究されている。密度Poと動径距離で割られた磁場の強さHo/rは共にその動径微分が非負であると仮定されている。不安定なフリュート・モードの複素・位相角速度は直?が√(b-a)-4(Va/r)mの円の上半面内に存在しなければならぬことが示される。この表式の自乗が負の時は回転流は安定である。ここで、aとbはそれぞれ回転流の角速度の下限と上限であり、Va(r)はアルフヴェン速度であり、添字mは最小値を意味している。
