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安部 諭; Studer, E.*; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Nuclear Engineering and Design, 368, p.110785_1 - 110785_14, 2020/11
被引用回数:10 パーセンタイル:75.92(Nuclear Science & Technology)The hydrogen behavior in a nuclear containment vessel is one of the significant issues raised when discussing the potential of hydrogen combustion during a severe accident. Computational Fluid Dynamics (CFD) is a powerful tool for better understanding the turbulence transport behavior of a gas mixture, including hydrogen. Reynolds-averaged Navier-Stokes (RANS) is a practical-use approach for simulating the averaged gaseous behavior in a large and complicated geometry, such as a nuclear containment vessel; however, some improvements are required. We implemented the dynamic modeling for based on the previous studies into the OpenFOAM ver 2.3.1 package. The experimental data obtained by using a small scale test apparatus at Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was used to validate the RANS methodology. Moreover, Large-Eddy Simulation (LES) was performed to phenomenologically discuss the interaction behavior. The comparison study indicated that the turbulence production ratio by shear stress and buoyancy force predicted by the RANS with the dynamic modeling for was a better agreement with the LES result, and the gradual decay of the turbulence fluctuation in the stratification was predicted accurately. The time transient of the helium molar fraction in the case with the dynamic modeling was very closed to the VIMES experimental data. The improvement on the RANS accuracy was produced by the accurate prediction of the turbulent mixing region, which was explained with the turbulent helium mass flux in the interaction region. Moreover, the parametric study on the jet velocity indicates the good performance of the RANS with the dynamic modeling for on the slower erosive process. This study concludes that the dynamic modeling for is a useful and practical approach to improve the prediction accuracy.
柴本 泰照; 久木田 豊*; 与能本 泰介; 安濃田 良成
Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-2), p.374 - 380, 2000/00
原研で実施されたROSA/AP600実験において、静的余熱除去系作動後にコールドレグ内で最大温度差約150Kの顕著な温度成層が観察された。本報では、大気圧装置の実験を行い、このような成層形成時(流動冷水に対向して侵入する熱水の挙動)についての実験及び解析結果を報告する。実験では、実機相当の密度差を模擬するために、作動流体に飽和塩水と淡水を使用した。解析では、一次元運動量バランスを仮定したモデルを提案し、実験データ及び文献値との比較によりその妥当性を検証した。その結果、侵入速度が遅い領域では壁面及び密度界面の摩擦効果を考慮する必要があることを示した。またトタールの侵入流量については、自由界面の不安定性発生条件により説明できることを示した。
奥野 浩; 内藤 俶孝*; 須山 賢也; 安藤 良平*
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 2, p.566 - 575, 1999/00
沸騰水型原子炉(BWR)使用済燃料に対するベンチマーク計算が1996年以降OECD/NEAのワーキンググループによりフェーズIIIとして実施されてきた。ベンチマークは、現在使用されている計算コード及びデータライブラリのさまざまな組み合わせにおける整合性を、BWR使用済燃料集合体の中性子増倍率k(フェーズIIIA)及び原子個数密度(フェーズIIIB)について確認することを意図している。フェーズIIIAに対しては、9か国17機関から21の回答が寄せられた。参加者から得られた平均のkに対して、相対的なばらつきは1%k/kの幅に入った。フェーズIIIBについては、6か国12機関から14の回答が寄せられた。計算された原子個数密度は、平均値に対してほぼ10%の差に入った。しかし、この幅よりも大きくなった結果もあり、今後検討が必要である。関連の量も提出されており、この論文の中で報告した。
桜井 聡; 館盛 勝一
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(2), p.187 - 189, 1996/02
被引用回数:20 パーセンタイル:82.8(Nuclear Science & Technology)プルトニウム(IV)-ウラン(VI)-硝酸水溶液系の密度式を、今までに報告されている溶液密度データに対して、重回帰分析を行うことにより求めた。この密度式は、この系の密度式として知られているCauchetierの式と較べて、広い溶質濃度範囲(Pu173g/l、U380/l)において、より信頼性の高い密度(推定の標準誤差:0.00320g/cm)を与える。
小室 雄一; 酒井 友宏; 中丸 昇一*
JAERI-M 87-037, 47 Pages, 1987/03
臨界計算等に必要な媒質の実効巨視的断面積は媒質を構成する各核種の実微巨視的断面積と個数密度の積の総和である。原子個数密度は簡単に計算できるが、使用する原子量,アボガドロ数,理論密度の物理定数は文献により値や有効数字が異なることがあり、計算結果に微妙な差異を生む原因となる。そこで、実験デ-タに基づく原子個数密度計算式および信頼のおける物理定数を収集すると共に、理論的な原子個数密度計算式の導出を試みた。更に、この結果を踏まえて各種核燃料物質の原子個数密度ANDを作成した。この事により信頼度の高い原子個数密度が容易に計算できるようになった。