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吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 宮原 直哉; 小瀬 裕男*
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11
The radioactive aerosol removal equipment is used as one of the safety systems of nuclear reactors. In this equipment, micro particles of aerosol remove through gas-liquid interfaces of two-phase flow. The mechanism related to the removal of micro particles through the gas-liquid interface is not clear, a numerical evaluation method of performance of aerosol removal equipment is not realized. Then, we have started to construct a numerical simulation method to simulate removal of micro particles through gas-liquid interfaces. In this simulation method, detailed two-phase flow simulation code TPFIT is used as the basis of this method. TPFIT adopts an advanced interface tracking method and can simulate interface movement and deformation directly. In addition, to simulate the movement of particles, the Lagrangian particle tracking method is incorporated. By combining the interface tracking method and the Lagrangian particle tracking method, the interaction between interfaces and micro particles can be simulated in detail. To solve the Lagrangian equations of particles, fluid properties and fluid velocity surrounding aerosol particles are evaluated by considering the relative position of particles and gas-liquid interface, to simulate particle movement near the interface. In this paper, outline and preliminary results of this simulation method are shown.
堀口 直樹; 吉田 啓之; 阿部 豊*
Nuclear Engineering and Design, 310, p.580 - 586, 2016/12
被引用回数：9 パーセンタイル：64.39(Nuclear Science & Technology)So celled multi Venturi scrubbers systems are installed in light water reactor systems to realize filtered venting at accident. This system is composed of many Venturi scrubbers (VS) and a water pool. However, the scrubbing mechanism of the self-priming VS including effects of gas mass flow rate and shape of the VS are understood insufficiently in the previous studies. Therefore, we started numerical and experimental study to understand the detailed two-phase flow behavior in the VS. In this paper, to understand the VS operation characteristics for the filtered venting, we performed numerical simulations of two-phase flow behavior in the VS. In the first step of this study, we perform numerical simulations of supersonic flow by the TPFIT to validate the applicability of the TPFIT for high velocity flow like flow in the VS. In the second step, numerical simulation of two-phase flow behavior in the VS including self-priming phenomena. As the results, dispersed flow in the VS was reproduced in the numerical simulation, as same as the visualization experiments.
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.
吉田 啓之; 玉井 秀定; 大貫 晃; 高瀬 和之; 秋本 肇
Nuclear Engineering and Technology, 38(2), p.119 - 128, 2006/04
日本原子力研究開発機構において開発が進められている超高燃焼水冷却増殖炉の熱設計においては、詳細二相流解析手法により、稠密炉心の除熱性能を評価する。この一環として本研究では、改良界面追跡法を用いた詳細二相流解析コードTPFITの開発を行っている。本報では、解析コードのベクトル並列化を行い、大規模解析に対応させるとともに、解析コード検証解析や稠密炉心を模擬した体系における解析結果を示す。
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。
吉田 啓之; 永吉 拓至*; 小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇
日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.233 - 241, 2004/09
現在の原子炉燃料集合体の熱設計において用いられるサブチャンネル解析コードでは、実験結果に基づく多くの経験式が必要である。日本原子力研究所において開発を進めている超高燃焼水冷却増殖炉では、燃料棒間ギャップ1mm程度の高稠密炉心が用いられるが、高稠密炉心におけるギャップ間隔などの影響について、十分な情報は得られていない。そこで高稠密炉心内気液二相流特性を、大規模数値シミュレーションによって解明する手法の開発を行っており、この一環として、高い体積保存性と界面輸送性を有する新たな界面追跡法を構築し、それを導入した二相流直接解析手法を開発した。本報では、開発した解析手法の詳細を示すとともに、検証計算の結果を述べる。本研究の結果、本提案の解析手法の気泡流に対する体積保存の誤差が0.6%以下であることを確認した。
伊藤 啓; 功刀 資彰*; 大島 宏之
no journal, ,
本研究では、高速炉ガス巻込み現象を念頭に、渦流れによる気液界面の動的変形を対象としたManufacutured Solutionの開発を行う。まず、軸対称系において連続式と気液界面における条件式を満足する流速・圧力を決定し、また、界面くぼみが時間成長するとともにくびれが発生して気泡が千切り取られる挙動をモデル化した。基礎検証解析として正確な速度場を与えた上で動的界面輸送計算を行った結果、妥当な界面形状が得られたため、開発したManufactured Solutionが適切な検証問題となり得ることを確認した。
伊藤 啓; 功刀 資彰*; 小泉 安郎*; 大野 修司; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却炉における熱流動課題の1つであるガス巻込み現象を評価するため、われわれは高精度界面追跡法に基づく数値解析手法の開発を行っている。本解析コードは、体系形状を正確に模擬するため非構造格子スキームを採用しており、また、界面追跡法に関して、高精度Volume-of-fluid法をベースとして新たな手法を開発している。基本検証解析の結果、従来のコードを凌駕する解析精度が得られることが確認され、また、ガス巻込み現象に関しても試験結果のガス巻込み量を再現できることが分かっている。
4 simulated fuel bundle小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
no journal, ,
軽水炉燃料の最適設計及び安全評価において、メカニズムに基づいた限界熱流束(Critical Heat Flux: CHF)予測評価手法の確立が望まれている。原子力機構では、限界熱流束予測評価に必要な燃料集合体内の詳細な二相流挙動を予測するための解析手法の構築を目指している。本研究では、熱流動挙動解析コードJUPITERを用いたバンドル内二相流挙動に関する解析手法を整備するために、原子力機構で実施している44バンドル内の気泡流を対象とした数値解析を実施した。JUPITERが実機相当の長尺大規模体系で詳細気泡流挙動のシミュレーションに適用できることを確認した。
