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Han, X.*; Shen, X.*; 山本 俊弘*; 中島 健*; 孫 昊旻; 日引 俊*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 178, p.121637_1 - 121637_24, 2021/10
被引用回数：7 パーセンタイル：58.99(Thermodynamics)This paper studies the flow regimes, their transitions and the drift-flux correlations in upward gas-liquid two-phase flows in vertical rod bundle flow channels. The flows are classified into 5 flow regimes, namely, bubbly, finely dispersed bubbly, cap-bubbly, churn and annular flows according to their different flow characteristics. Transition criteria between the flow regimes are proposed mechanistically. Those criteria can correctly predict 83% of the existing experimental observation of the flow regime. The drift-flux correlations for the distribution parameter and the drift velocity are also improved. The void fractions predicted by those correlations are compared with the existing experimental data, showing satisfactory agreement with mean relative error of 8%.
中村 秀夫
JAERI-Research 96-022, 135 Pages, 1996/05
JAERI-Research-96-022.pdf:3.86MB
本研究は、軽水炉事故時の気液二相流挙動予測を高精度化するため、水平二相流でのスラグ流の発生条件と関連素過程に対し、従来の小規模、低圧力での実験に基づく予測モデルの改良、又は相関式を新たに作成し、実規模流動への拡張を試みたものである。このため、TPTF蒸気/水試験装置と水平矩形ダクト空気/水試験装置の2つの実規模装置を用い、流動の模擬と可視化観察を行った。その結果、蒸気/水二相流でのスラグ流及び波状噴霧流への遷移境界を良く予測する為、改良Taitel-Duklerモデル、気液界面摩擦係数の実験式、改良Steen-Wallis相関式等が得られた。さらに、これらの改良モデルや相関式を連係して用いると、本研究での実験条件範囲内ではあるが、スラグ流が生じる流量範囲を、発生条件の流路高と系圧力への依存性と共に良く予測できることを確認した。
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。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(7), p.641 - 652, 1995/07
被引用回数：5 パーセンタイル：49.5(Nuclear Science & Technology)ROSA-V/TPTF装置の水平管テスト部を用いた蒸気/水二相流実験(圧力≦12MPa)を行い、スラグ流から波状噴霧流への遷移は界面波頭からの液滴発生により生じ、液滴発生時の気液相対速度は圧力上昇と共に大きく減少することを見い出した。また、LOCA計算コード等に使用されているモデルや相関式の検討から、Steen-Wallis式を気液相対速度をパラメータとして改良すると、TPTF実験での液滴発生開始の圧力依存性が良く予測できることがわかった。更に、比較的低圧(約3MPa)では界面波高が高い為、より小さい気液相対速度で遷移が生じることが分かった。
G.R.Noghrehkar*; 川路 正裕*; A.M.C.Chan*; 中村 秀夫; 久木田 豊
J. Fluids Eng., 117, p.1 - 9, 1995/03
Furuya&Maekawaらの1次元2相流ポンプモデルを改良し、カナダのオンタリオハイドロ社で実施した実機ポンプ及び小型ポンプを用いた高温高圧の水/蒸気二相流試験結果につき、解析を行った。モデルの改良は、二相流時の解析安定性を向上する為、インペラ内での蒸発/凝縮率の予測項に含まれる仮想質量の気相密度を液相密度に換えることにより行った。LOCA時等に生じる二相流中でのポンプ水頭は、サクションボイド率がある値を越えると急速に劣化するが、実験では、実機ポンプは小型ポンプに比べ、高ボイド率で劣化が生じることが観察された。この、水頭劣化に対するポンプサイズの影響を、改良ポンプモデルを用いたパラメータ計算により調べ、大型のインペラ内では、気泡流からチャーン流への流動様式遷移がより大きなボイド率で生じると仮定することにより、劣化を生じるボイド率変化をよく予測できることがわかった。
中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊
ANS Proc. 1991 National Heat Transfer Conf., Vol. 5, p.269 - 276, 1991/00
ROSA-IV/TPTF装置を用いて、内径180mmまでの大きさの水平管で、圧力3~12MPaでの蒸気/水二相流実験を実施してきた。これまでの実験から、分離流(層状、波状)との間歇流(スラグ、プラグ)間の流動様式遷移条件は、圧力、配管内径などに依存することがわかっている。特に8.9MPaより高い圧力では、スラグ流は観察されていない。ここでは、流動様式遷移条件の配管内径依存性及び、流体密度信号の統計的解析に基づく確率密度関数及びモーメントと流動様式との相関関係について調べた。その結果、流動様式遷移条件の配管内径依存性は、無次元見掛け液流速で良く表現されること、更に、流体密度の統計的解析は、流動様式の判別に有効であることがわかった。
久木田 豊; 浅香 英明; 三村 裕一*; 安濃田 良成; 石黒 美佐子; 根本 俊行; 田坂 完二
JAERI-M 90-053, 22 Pages, 1990/03
現在開発の途上にあるRELAP5/MOD3コードの性能評価のため、ROSA-IV/TPTF装置による高圧(7MPa)、大口径(0.18m)水-蒸気水平二相流実験を行った。試験部内のボイド率に関する解析結果と実験結果の一致は、既存のRELAP5コード(MOD2)にくらべ著しく改善された。これは、層状流の発生限界に関するモデルならびに相間摩擦の計算方法がMOD2にくらべ改良された結果である。
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。
