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Dehbi, A.*; Cheng, X.*; Liao, Y.*; 岡垣 百合亜; Pellegrini, M.*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 15 Pages, 2022/03
Nuclear degraded cores produce fission product aerosols that may reach the environment if not removed by natural processes and/or filtering equipment. The transport paths of aerosols usually include transits through stagnant water pools. It is therefore essential to develop computational tools to predict the aerosols retention by water pools. Currently, this is mostly done with 1-D lumped-parameter codes that are too simplistic to capture the physics. It is hence worthwhile to attempt the CFD approach, which has recently become reasonably mature to address bubble hydrodynamics in low momentum two-phase flows. In this first comparative exercise, we restrict the investigation to a hypothetical parallelepiped water pool (2
28 cm
) into which air is injected through a circular 4 mm ID orifice at low velocity of 0.2 m/s. We present predictions of the gas phase dynamics (void and velocity profiles) for both Euler-Euler and Interface Tracking (IT, Volume-of-Fluid (VOF)) methodologies. In addition, we compare bubble shape, volume and detachment frequency from various IT simulation codes (CFX, Fluent, Star-CCM+, OpenFOAM). Reasonable agreement is found between IT simulations near the injector, but discrepancies increase as one moves towards the free surface. The disagreement between the Euler-Euler and IT results is substantial throughout the domain. Future studies will consist of validation exercises against experimental data to highlight potential model deficiencies and point to ways of remedying them.
Peri
ez, R.*; Brovchenko, I.*; Duffa, C.*; Jung, K.-T.*; 小林 卓也; Lamego, F.*; Maderich, V.*; Min, B.-I.*; Nies, H.*; Osvath, I.*; et al.
Journal of Environmental Radioactivity, 150, p.247 - 269, 2015/12
被引用回数：33 パーセンタイル：69.96(Environmental Sciences)IAEAのMODARIAプログラムの枠組みの中で、海洋拡散モデルの詳細な相互比較を、福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の海洋放出を適用例として実施した。複数の海洋拡散モデルは、モデル間の相違の原因を評価することで比較した。本目的を達成するために逐次的な拡散実験(段階的に計算条件を複雑化させる)を実行した。また、福島第一原子力発電所事故の海洋汚染を再現する数値実験を、
Csを対象に実施し、シミュレーション結果の海水と堆積物中の放射性物質濃度を観測値と比較した。その結果、モデル間の相違の主な原因は海流場の計算結果によるものであることが判明した。しかしながら、海流場を統一することでモデル間の相違の最大原因を除去したものの、拡散モデルの数値スキーム(差分法または粒子法)およびそれらの数値解法の相違によるモデル間のわずかな差が残った。
n waves in tokamaksBierwage, A.; 篠原 孝司
Physics of Plasmas, 21(11), p.112116_1 - 112116_21, 2014/11
被引用回数：23 パーセンタイル：72.13(Physics, Fluids & Plasmas)The resonant interactions between shear Alfvn waves and resonant fast ions are analyzed numerically in realistic geometry and with a realistic particle distribution for a JT-60U plasma driven by two 400 keV N-NBs. In order to deal with the large magnetic drifts of the fast ions, a new orbit-based resonance analysis (ORA) method is developed and applied. The ORA method uses mappings that allows us to unify resonance conditions for trapped and passing particles, determine which harmonics are driven, and which orders of the resonance are involved. After analyzing the resonance conditions, the effects of wave-particle trapping, kinetic compression and linear resonance overlap are examined. Finally, we discuss the implications for frequency chirping, convective amplification, the long-time evolution of the system in the presence of a fast ion source, and for the interpretation of experimental observations.
古川 勝; 徳田 伸二
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.6, p.210 - 213, 2004/00
これまでに、トロイダル回転シアはトカマクにおけるバルーニングモードの摂動エネルギーを減衰させ、その結果モードを安定化することを数値的に明らかにした。しかし、その減衰が引き起こされる物理機構は未解明である。これを明らかにするには解析的手法によるのが明快であると考えられるが、数値的研究に用いている方程式は複雑で解析には不向きである。したがって、本研究では、トロイダル回転を含めてバルーニングモードを記述するのに必要な基本的要素を残して簡単化したモデル方程式を導いた。さらに、その数値解を元の方程式のものと比較することにより、モデル方程式が今後の解析的研究に適切であることを示した。
渡辺 庄一; 山根 祐一; 三好 慶典
JAERI-Tech 2003-045, 73 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-045.pdf:4.96MB
燃料溶液体系の臨界事故では、正確な情報が必ずしも得られないことから、その熱流動の振舞いを把握するためにはパラメータサーベイ計算が必要である。しかし、一方では従来の熱流動解析計算は時間を要するため、許容できる計算精度の範囲内で計算時間を短縮できる実用的な計算手法が必要である。このため、汎用熱流体解析コードPHOENICSをサブルーチンとして取込み、熱流動を考慮した多領域動特性方程式に基づく中性子エネルギー1群の3次元動特性解析コードを作成した。核熱計算と流動計算の時間刻み幅を分離し、さらに出力の時間変化に応じて時間刻み幅を自動調整することによってコードの計算時間短縮化を図った。TRACYを用いた0.5ドルの反応度投入後の過渡出力に引き続く、緩やかな出力変化が5時間持続する自然冷却特性実験について解析計算を行った。実用的な時間の範囲内で計算が可能であり、出力及び温度変化についての解析値は実験値をほぼ再現する見通しを得た。
内海 隆行*; 功刀 資彰*; 藤井 貞夫*; 佐々木 明; 赤松 幹夫*
CIPUS Annual Report, 4 Pages, 1998/00
X線レーザー照射によるプラズマ生成過程を連続体運動方程式で記述されるようなマクロスコピックな流体シミュレーションの立場から把握するためには、光と物質その相互作用のモデル化だけでなく、固体ターゲット照射にともなって生じる固・液・気各相の界面での大きな密度変化を精度良く捉えられ、かつ圧縮性高速流れから非圧縮性流れまでの広い範囲の流動現象を統一的に取り扱えることが必要である。矢部によって提案された3次補間擬似粒子法(CIP:Cubic-Interpolated Propagation)は、固・液・気各相を含む圧縮性・非圧縮性流体の統一解法に極めて有効な計算手法と考えられる。筆者らは、CIP法を異なる2種類の物質に対して適用できるように拡張し、多相・多成分の流体が存在する系に適用可能なコードを開発してきた。本報では、そのコードの概要と超短パルスレーザー光を金属に照射する問題に適用した結果について報告する。
内海 隆行*; 功刀 資彰
Comput. Model. Simul. Eng., 1(4), p.452 - 476, 1996/11
微分代数的CIP(Differential Algebraic Cubic-Interpolated Propagation)法をMaxwell方程式等の2次波動方程式に適用し、高精度かつ安定な数値解が得られることを示す。2次波動方程式の解析条件としてDirichlet型、Neumann型、Absorbing型境界条件に対しても定式化を行い、1次元、2次元空間における解を解析解と比較した。また、Burgers'方程式、KdV方程式のような典型的な1次波動方程式に対する適用の結果を示し、DA-CIP法が一般的な双曲型偏微分方程式の数値解法であることを示す。
功刀 資彰; 江里 幸一郎*; 清水 昭比古*
第32回日本伝熱シンポジウム講演論文集, 0, p.565 - 566, 1995/05
裏面から固気混相衝突噴流で冷却されていると想定した伝熱面へのアルゴンプラズマ衝突噴流の伝熱流動状態の解析を行った。プラズマを一価電離、電気的中性の電磁流体と仮定した1流体2温度プラズマモデルと、電子拡散を両極性拡散とした電子数密度保存の式を用いた。本研究の条件下では、噴流コア外縁域と淀み点付近では電子温度が原子とイオンからなる重粒子の温度より高くなる熱非平衡状態になっており、その領域では電子と重粒子のエネルギー交換が発生していること、また、伝熱面においてプラズマから8MW/m
程度のピーク熱流束が除熱可能であることが分かった。
秋場 真人; R.D.Watson*
Atomic and Plasma-Material Interaction Processes in Controlled Thermonuclear Fusion, p.455 - 480, 1993/00
本論文はIAEA、原子・分子データユニットのDr.Janevの要請により、プラズマ対向機器の伝熱流動に関わるデータ、ダイバータ板に関わる物性データについてまとめたレビュー論文である。
前田 充; 藤根 幸雄; 内山 軍蔵; 渡辺 真樹男*; 白木 賢次*; 樫村 次夫; 山上 純夫*; 池田 正喜*
Solvent Extraction in the Process Industries, Vol. 3, p.1517 - 1523, 1993/00
シュミレーションコードSAFEの最も重要な特徴は、種々の形式の抽出器からなる抽出システムに関し、その流動状態、濃度分布、温度分布の過渡変化を精度良く計算できる機能にあり、またその流動モデルとしてバッフルプレート型パルスカラムに焦点が当てられている点である。このため、物質収支、熱収支とともに容量収支を考慮するとともに、脈動による抽出器内逆混合流れを精密に評価する試みが成されている。これら諸機能を、ホールドアップ測定、平常時におけるウラン抽出試験、及び異常時における過渡抽出試験等の結果と比較することにより検証した。
前田 充; 藤根 幸雄; 矢野 肇*; 山上 純夫*
Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.78 - 80, 1992/11
運転時の異常な過渡変化事象の解析に利用するため、新しい抽出工程過渡事象解析コードSAFEの整備を行った。本コードの主な特徴は、現実的評価を可能とする精密なモデルを採用すると共に、パルスカラムとミキサセトラなど型式の異なる抽出器を複数組み合わせた抽出システムにおける工程状態の動的変化を解析する機能にある。解析可能な状態量は、抽出器内における濃度分布、流動状態分布及び温度分布である。パルスカラムのモデルについては、工学規模の環状バッフルプレートカラムによる流動特性試験の結果を利用した。また、同装置で得られた異常及び過渡時における流動及び抽出特徴の試験結果と計算結果とを比較することによりコード機能の検証を行った。計算結果と試験結果は良い一致を示し、改良が必要だが、SAFEコードが複雑な過渡時抽出挙動を正確に予測できる高い可能性を有することを確認した。
大久保 努; 井口 正; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 91-227, 89 Pages, 1992/01
本報告書は、円筒第2次炉心試験C2-15(Run75)の評価報告書である。本試験は、CCTF及びFLECHT-SETによる再冠水実験の間に熱水力学的挙動の差が或るか否かを検討するために実施された。両試験の結果を検討して以下の結論が得られた。(1)両試験の条件の間には初期にいくつかの相違が見られたが、その影響は時間とともに小さくなった。(2)CCTF試験では、急峻な炉心半径方向出力分布により半径方向に熱伝達の差が現れたが、FLECHT-SETでは、平坦な出力分布のためそれが現れなかった。この熱伝達の差は、中央高さ位置では顕著であったがそれより上方では小さくなった。(3)上記の差が小さい炉心の上部領域では、両試験の熱伝達はほぼ同一であり既存の相関式により予測できた。(4)以上の事から両装置における炉心冷却は、同一の炉心境界条件と半径方向出力分布の下ではほぼ同一になると予想される。
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。
大久保 努; 井口 正; 岩村 公道; 秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 榊 勲*; 安達 公道; 村尾 良夫
JAERI-M 90-046, 114 Pages, 1990/03
UPTFとの実験的結合に用いるコールドレグ注水型ECCS付PWRに対する評価モデル条件下に於ける広い炉心内の再冠水データを得る為に、1000MWe級PWRの半径と同じ半径方向長さを有するSCTF第3次炉心を用いて試験を実施した。本報告書では、対応するCCTF試験C2-4のデータを用いてSCTFとCCTFの間の再冠水挙動の差を主に検討した。得られた主要な結論は、(1)本試験は成功裏に実施され、UPTFとの結合に必要なデータを取得した。(2)本試験でみられた全体的な炉心冷却挙動は、CCTF試験C2-4のそれとほぼ同一であった。(3)しかし、本試験でみられた炉心差圧の特徴は、試験C2-4でみられたものと多少異なっていた。この相違の理由は、両試験の間で炉心入口サブクーリングが異なっていた事と両試験装置の間で炉心の実効流路面積が異なっている事であるとしてほぼ説明できた。
大久保 努; 井口 正; 岩村 公道; 秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 榊 勲*; 安達 公道; 村尾 良夫
JAERI-M 90-036, 120 Pages, 1990/03
ベントバルブ付PWR(BBR)のLOCA時再冠水過程の熱水力学的挙動を検討するため、SCTFを用いて再冠水実験を実施した。また、本試験結果は、2D/3D協定に基づき、西独の上部プレナム試験装置との実験的結合に用いられることになっている。本試験のデータを他の試験のデータも用いて解析し、以下の主要な結論を得た。(1)最適条件下におけるBBRの再冠水過程中の炉心冷却は非常に良好で有ることが実証された。(2)健全ループ差圧は、ベントバブルが開くことにより著しく減少する。(3)ベントバルブが炉心冷却におよぼす効果は、ベントバルブが開いていない場合にダウンカマ水位がオーバフロ位置に達しない条件の下では顕著ではなかった。しかし、その効果は、ベントバブルが開いていない場合に、ダウンカマ水位がオーバフロ位置を越えるような条件の下では顕著になると考えられる。
大久保 努; 井口 正; 岩村 公道; 秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 湊 明彦*; 榊 勲*; 安達 公道; 村尾 良夫
JAERI-M 90-035, 143 Pages, 1990/03
複合注水型ECCSを備えたPWRの再冠水過程において、タイプレート付近の水温分布がブレークスルーおよび炉心冷却に与える影響を検討するため、SCTF第3次炉心を用いて2回の試験を実施した。一方の試験(試験S3-7)では、UCSP直上へのECC注水をバンドル3、4の上方で行い、もう一方の試験(試験S3-8)では、最初の60秒はバンドル7、8の上方でその後バンドル3、4の上方へ切換えて注水を行なった。これらの試験データを解析して、以下の事柄が明らかとなった。ブレークスルーは、タイプレート付近での水温がサブクールの所で生じ、ブレークスルー域では、炉心冷却が著しく増大する。また、ブレークスルーの位置は、多少の時間遅れを伴ってタイプレート付近での水温分布の変化に追随して変化する。更に、ブレークスルーの生じていない領域での炉心冷却は、ブレークスルーの位置に関係無く同程度である。
大久保 努; 井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 89-227, 96 Pages, 1990/01
本報告書は、円筒第2次炉心試験C2-AA2(Run 58)の評価報告書である。本試験は、ダウンカマ注水試験に於ける熱水力挙動の特徴を調べることを目的として実施された。本試験のデータをコールドレグ注水試験(基準試験)のデータと比較検討して、以下のような結果が得られた。(1)本試験においては、基準試験では見られない大きな振動が観測された。振動は周期的で周期は5.7秒であった。(2)この原因は、本試験ではダウンカマでECC水と健全ループを流れる蒸気との混合が熱的に非平衡に起こり、ダウンカマ水温がサブクールてあった点であると考えられる。(3)系全体に渡り熱水力挙動では振動的であったが、振動的なデータの平均値は、基準試験のデータとほぼ同一であり、一部の修正を行えば、コールドレグ注水の場合に対して用いられているのと同じモデル・手法あるいは計算コードがダウンカマ注水にも使用可能であることが示唆された。
藤根 幸雄; M.Kluth*; J.Lamla*; H.Goldacker*
Proc. of the Symp. on Solvent Extraction 1989, p.141 - 146, 1989/00
新型の同心円筒型遠心抽出器「M12E-IV」の飛沫同伴量(エントレインメント)を硝酸-30%TBP/nDD系で測定した。操作条件の影響を検討して流量比O/A
1、全流量3000ml/hr以下、回転速度6000rpm以下の範囲で良好な性能が得られることを示した。また、性能向上のためには堰(Weir)の位置を最適にする必要があることを明らかにした。
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。
