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檜山 智之; 相澤 康介; 西村 正弘; 栗原 成計
JAEA-Research 2021-009, 29 Pages, 2021/11
JAEA-Research-2021-009.pdf:2.25MB
ナトリウム冷却高速炉では、実用化に向けて燃料の高燃焼度化が求められている。高燃焼度の燃料集合体はスウェリングや熱的な燃料棒の変形によって局所的に除熱能力が低下することが懸念され、燃料集合体での冷却材流動挙動を予測評価することが重要である。本研究では、現象解明および熱流動解析コード検証用のデータベース構築を目的として、3本ピンバンドル体系の試験体を用いた流動場計測試験を実施した。現象解明の着眼点は、以下の(1)ワイヤスペーサ近傍を含めたサブチャンネル内の全体流況、(2)層流領域を含むレイノルズ数と流動場の関係、(3)ワイヤスペーサの有無が流動場に与える影響評価である。試験の結果、PIV計測によりサブチャンネル内の詳細な流動場データを取得し、3本ピンに囲まれたセンターサブチャンネルにワイヤスペーサが交差する際に隣のサブチャンネルへ逃げる流れとワイヤスペーサの巻き方向に対して追従する流れが生じることが分かった。層流領域のレイノルズ数条件では流速分布の傾向が遷移領域および乱流領域と大きく異なることを確認した。ワイヤスペーサのない体系と比較すると、層流領域においてもワイヤスペーサによるミキシングが生じていることを確認した。
辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08
ナトリウム冷却高速炉(SRF)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用の最適化が重要である。SFRの炉容器を模擬した1/10縮尺水試験装置を用いて、原子炉容器内の自然循環現象を把握する水試験を実施している。本報では粒子画像流速計測法(PIV)によって計測した炉容器内の自然循環流動場について報告する。炉心燃料の20%が下部プレナムのコアキャッチャ上に一様に堆積した場合に、浸漬型熱交換器を運転する条件で試験を実施した。PIV計測の結果、下部プレナム及び上部プレナムの中心付近で上昇流を確認した。また、上部プレナムでは炉壁近傍、下部プレナムでは炉心最外層から下降流が発生することを確認した。さらに温度場と速度場の関連性を検討することで、炉容器内の自然循環現象を把握した。これらの結果より、浸漬型DHX運転時に自然循環冷却パスが確立していることを確認した。
辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*
Proceedings of 14th International Symposium on Advanced Science and Technology in Experimental Mechanics (14th ISEM'19) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2019/11
ナトリウム冷却高速炉の炉容器内の自然循環流動場を模擬した縮尺水試験装置を用いて粒子画像流速計測(PIV)を実施している。自然循環流動場の温度変動は屈折率の変化を引き起こし、粒子画像に歪みを生じさせる。このため温度変動はPIV計測の不確かさに影響する。本研究では自然循環流動場でのPIV計測に対する温度変動の影響を評価する。
三角 隆太*; 轟 慧*; 國井 佳奈子*; 仁志 和彦*; 上ノ山 周*; 佐野 雄一; 坂本 淳志; 竹内 正行
化学工学論文集, 44(5), p.285 - 291, 2018/09
原子力分野の使用済核燃料再処理プロセスでは回転円筒型液液抽出装置の利用が注目されているが、抽出効率に大きく関連する装置内の流動状態に対する装置サイズの影響については十分な検討が行われていない。同装置は、円筒ロータ槽底近傍の固定羽根で撹拌される混合部と、ロータ内の分離部で構成される。本研究では、純水だけを用いたモデル実験により、装置サイズが異なる2つの遠心抽出器の混合部のビデオ撮影により流動状態と操作条件・装置サイズとの関係を整理し、混合部の流速分布をParticle Image Velocimetryにより計測し、操作条件との関係を整理した。その結果いずれの装置サイズにおいても、混合部の流動状態は、槽底からロータ下部までが液で満たされる流動状態A、液の存在領域が槽底近傍とロータ下部近傍に鉛直方向にわかれる流動状態B、その中間となる遷移状態に分類されることがわかった。ロータ回転数が遅く、供給流量が多いときに状態Aとなる傾向があり、装置サイズにかかわらず状態Aから遷移状態へ変化する操作条件は、装置サイズで正規化した供給流量とロータ内の気液界面形状にもとづいて推算したロータの液排出能力の関係で整理できることがわかった。さらに、混合部が液で充満される流動状態Aにおいては、液流速の大きさは装置サイズにかかわらずロータの回転周速度におおよそ比例することがわかった。
三角 隆太*; 國井 佳奈子*; 轟 慧*; 仁志 和彦*; 上ノ山 周*; 佐野 雄一; 坂本 淳志; 竹内 正行
化学工学論文集, 44(3), p.135 - 141, 2018/05
被引用回数：1 パーセンタイル：4.87(Engineering, Chemical)原子力分野の使用済核燃料再処理プロセスでは回転円筒型液液抽出装置の利用が注目されているが、抽出効率に大きく関連する装置内の流動状態に対する操作条件の影響については十分な検討が行われていない。本研究では、主要な操作因子であるロータ回転数や溶液の供給流量が異なる条件を対象に、混合部の流動状態の観察、ならびにParticle Image Velocimetryによる流速分布測定を行った。ロータ回転数や溶液の供給流量が変化した場合に、装置内の混合部の流動状態が、(a)混合部底面からロータ下部までが液体で満たされロータの回転の影響が流速分布に強く影響する状態(流動状態A)、(b)混合部下部における液の存在領域が、槽底の固定羽根近傍とロータ下部近傍に鉛直方向に大きく2つに分断される状態(流動状態B)、(c)これら2つの状態の過渡的な状態(遷移状態)の3種類の状態に分類されることを明らかにした。8枚の固定羽根が槽底に放射状に取り付けられた混合部では、2枚の固定羽根と槽壁に囲まれた各領域内で、槽壁近傍ではロータの回転方向に沿った流れが形成され、下流側の固定羽根に沿って曲げられ槽底中心部に流れ込むフローパターンであることがわかった。流動状態Aでは、混合部内の水平断面内の流速分布はロータ回転数に対しておおよそ比例するが、流動状態Bでは流動状態Aより流速が遅く、ロータ回転数には比例しないことがわかった。
麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*
可視化情報学会誌, 23(Suppl.2), p.13 - 16, 2003/10
J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、減速材容器の効率的な冷却が要求される。そこで、水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を採用した。減速材容器は約1.5Lの円筒容器である。この小さい空間内における衝突噴流挙動を把握するためにPIVを用いて水による可視化実験を行った(噴流レイノルズ数Re
10000)。また、衝突噴流部の熱伝達特性を実験的に求めるために、これまで用いた限界熱流束実験を参考にした板状ヒータを、減速材容器底面全体を伝熱体とした試験体に改良し、実現象に近づけて熱ロスを抑えた測定を実施した。流動解析結果は流れ場の状況をよく再現したが、熱伝達率については実験と解析結果で差が生じた。乱流モデルや壁関数が要因と推定される。
麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*
日本機械学会関東支部茨城講演会(2003)講演論文集(No.030-3), p.45 - 46, 2003/09
J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは、過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、減速材容器の効率的な冷却が要求される。そこで、水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を採用した。減速材容器は約1.5Lの円筒形である。まず、小さい空間内における衝突噴流挙動を把握するためにPIVを用いて水による可視化実験を行った。併せて、衝突噴流部の熱伝達特性を実験的に求めた。噴流管高さと内径の比が1.0では、流動解析結果は流れ場の状況及び熱伝達率をよく再現した。
麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 2, p.935 - 944, 2003/07
J-PARCの核破砕ターゲットシステムでは、高い中性子強度・パルス性能を同時に実現できる扁平型構造の非結合型モデレータ、及び、高強度冷中性子ビームを広い立体角すなわち多くの利用者に供給可能な円筒型構造の結合型モデレータを設置する。超臨界水素(1.5MPa,20K)の使用を視野に入れた冷減速材の設計においては、容器構造設計とともに、容器内流動の妥当性を最適化する必要がある。扁平型及び円筒型冷減速材容器に関して、アクリル製の模擬容器を用いた水による可視化流動実験を行い、再循環流や流れの停滞域などの流動場を明らかにした。流動解析結果と実験を比較し、解析コードを検証した。これにより容器構造に対する実機容器内水素の温度分布の予測が精度よく可能となった。
麻生 智一; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04
核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子強度やパルス性能などの中性子性能に直接影響する重要な機器である。J-PARCでは、高い中性子強度・パルス性能を同時に実現できる扁平型構造と、大強度冷中性子ビームを広い立体角、すなわち多くの利用者に供給可能な円筒型構造の冷減速材容器をターゲットシステムに設置する予定である。いずれも高圧低温の液体水素を流動させるために、超臨界水素条件(1.5MPa,20K)までを視野に入れた構造設計とともに、中性子性能を低下させる局所の水素温度上昇を防止するように容器内流動を最適化する必要がある。そこで、扁平型及び円筒型冷減速材容器に関して、水による可視化流動実験をアクリル製の模擬容器を用いて行い、再循環流や流れの停滞域などの流動場を明らかにして、流動解析結果と比較評価するとともに、実機容器内液体水素の温度分布を予測した。また、容器底面における衝突噴流の熱伝達特性を予備的に求め、解析コードの検証を行った。以上の結果から、冷減速材設計における工学的な実現性の見通しを得た。
麻生 智一; 神永 雅紀; 日野 竜太郎
可視化情報学会誌, 22(Suppl.1), p.127 - 130, 2002/07
原研とKEKが共同で進めている大強度陽子加速器計画で中核となる中性子散乱実験施設において、その中性子性能は中性子源である核破砕ターゲットシステムに設置する冷減速材に大きく依存している。特に、冷減速材容器内の液体水素の温度上昇が中性子性能に大きく影響を及ぼすことから、これまで実機構造の扁平型容器についてPIVを用いた流動実験及び解析を通して設計を進め、工学的に成立する見通しを得た。その後、多岐の利用者に冷中性子を供給可能な円筒型容器が提案され、この模擬試験体を製作して容器内流動場を把握するための可視化実験及び解析を実施した。PIVを用いた可視化実験と併せて、衝突噴流部の熱伝達率を測定するとともに、熱流動解析を行って実機減速材における温度分布を評価した。講演ではこれらの実験及び解析結果について報告する
阿部 豊*
JAERI-Tech 2002-011, 70 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-011.pdf:5.62MB
本研究は、軽水炉のシビアアクシデント時において発生する可能性のある蒸気爆発のトリガー機構の解明を目的に、膜沸騰状態で素混合している高温粒子表面での蒸気膜の崩壊挙動について実験により検討したものである。実験では、溶融液滴を模擬した高温粒子表面上に形成した蒸気膜を圧力波によって崩壊させ、圧力波による蒸気膜の微視的崩壊過程を、最大撮影速度40,500fpsのハイスピードビデオカメラを用いて撮影すると同時に、鋼球表面温度ならびに鋼球周辺圧力の高速同時測定を行った。得られた画像データを計算機処理することによって、蒸気膜崩壊時における、(1)気液界面厚さのスカラー量としての変化,(2)粒子像相関流速法(PIV)によって気液界面の2次元変動のベクトル量を、さらに(3)ディジタル相関法を用いることによって蒸気膜崩壊時のより詳細で微視的な気液界面変動を評価した。また得られた鋼球表面温度,液相温度並びに蒸気膜平均厚さを境界条件として熱伝導解析を行うことにより、気液界面温度を評価した。これらの結果より、圧力波が到達した時刻付近において膜厚が減少し、同時に蒸気膜内が白濁する現象がすべての条件において観察され、この白濁現象の発生する時刻において、気液界面温度が飽和温度より低くなる結果が熱伝導解析より得られた。このことは、蒸気膜崩壊のきっかけが、圧力波による直接的な外力の作用によってではなく、蒸気膜内での相変化によって発生する負圧によって低温液が駆動されて膜厚が減少し、蒸気膜の崩壊に至る可能性を示唆するものであることを示し、粗混合からトリガーに至る現象の解明に対する新たな知見を与えるものである。
高瀬 和之; 柴田 光彦; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 功刀 資彰*
Proceedings of 10th International Symposium on Flow Visualization (ISFV-10) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/00
原子炉異常時の圧力上昇を抑制するための安全装置としてサプレッションタンクシステムがある。原子炉本体からの高温蒸気はリリーフ配管を介してサプレッションタンク内の低温水中に侵入し、凝縮する。サプレッションタンクシステムの構成要素であるリリーフ配管形状や蒸気噴出口径などは、従来から実験で得られた知見を基に設計されてきた。そこで、本研究では、水-蒸気間の直接接触凝縮挙動を現象論的にモデル化することによって、これら構成要素を数値解析によって設計できる手法の確立を目指した。具体的には、計算セルごとの気相と液相の割合に応じて潜熱相当分の熱量を加減することによって水-蒸気間の凝縮挙動をモデル化した。モデル実験では、蒸気凝縮に伴い水槽内に発生する気泡の流動分布を高速度カメラとスリット光を用いて可視化し、得られた可視画像にPIV処理を行って流速,移動量等の定量データを求めた。実験で模擬したリリーフ配管形状は鉛直管及び多孔管の2種類である。実験で得られた気泡挙動(生成,拡散,断列,細分,消滅など)の傾向を、本提案の凝縮モデルを使って良く模擬できることがわかった。今後は、サプレッションタンク構造を模擬した大きな体系での予測計算を行い、本提案の凝縮モデルの予測性能について検証する考えである。
羽賀 勝洋; 寺田 敦彦*; 神永 雅紀; 日野 竜太郎
Nuclear Engineering and Design, 210(1-3), p.157 - 168, 2001/12
被引用回数：3 パーセンタイル：27.1(Nuclear Science & Technology)本研究では、大強度陽子加速器駆動の核破砕中性子源として計画されているクロスフロータイプ水銀ターゲット構造の有用性を、実験及び解析により評価した。実験に先立ち、1.5GeV,5MWの陽子ビームを仮定してターゲット容器内の水銀流速場及び温度場を解析し、水銀がクロスフロー流れとなること、及び最高温度を300
以下(水銀沸点:356)に抑えられることがわかった。次に水流動実験のために製作した実機寸法のアクリルモデルを用いて、内部の水流動平均流速場を室温条件でPIV法により測定するとともに、水流動解析を行った。その結果、陽子ビーム照射領域の大部分でクロスフローが実現できていることが実験的に確かめられた。また、モデル入口のレイノルズ数が4.83E5以上の範囲で、解析結果は実験結果を良く再現した。これらの結果より、クロスフロータイプ水銀ターゲット構造と現在の解析システムの有用性を示すことができた。
麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 日野 竜太郎
日本原子力学会誌, 43(11), p.1149 - 1158, 2001/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原研で開発を進めているMW規模の核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子性能に直接影響する重要な機器である。特に冷減速材容器内における水素温度の上昇が中性子収率に影響するため、冷減速材容器の設計ではホットスポットの発生要因となる再循環流や停滞流の発生などを抑制して円滑な流動を実現する必要がある。そこで、冷減速材容器の概念設計に反映するため、冷減速材容器を模擬した扁平モデル試験体を用いて、容器内の流動パターンをPIVシステムにより水流動条件下で測定した。その結果、衝突噴流に随伴する再循環流や流れの停滞流などの流動パターンを明らかにし、併行して実施した流動解析は測定した流動パターンをよく再現した。この結果をもとに実機用冷減速材容器内の熱流動解析を行い、2MW運転時において液体水素の温度上昇を3K以内に抑制できることを確認した。
麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 日野 竜太郎
JAERI-Conf 2001-002, p.893 - 903, 2001/03
MW規模の核破砕ターゲットシステム開発において、超臨界水素を用いる冷減速材は世界最高の中性子性能を目指しており、この性能に影響を及ぼす局所的な水素温度の上昇を抑制する必要がある。冷減速材容器を実寸大で模擬したアクリル製試験体使用し、水流動条件下で実施した可視化実験及び流動解析の結果、PIVシステムで測定された流動パターンと解析結果とがよく一致し、容器内部の流動状況を把握することができた。温度分布解析結果からは、容器中央部の入口管周りの流れの停滞域で局所的な温度上昇が発生することがわかった。この温度上昇の原因となる流れの停滞域を抑制するため、入口管からの吹き出し流の効果を可視化実験及び解析で同様に確認したところ、吹き出し流によって再循環流領域を大幅に縮小できることがわかり、流れの停滞域を抑制できる見通しを得た。
麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 日野 竜太郎
可視化情報学会誌, 20(Suppl.2), p.175 - 178, 2000/10
原研で進めているMW規模の核破砕ターゲットシステムにおいて、減速材は中性子性能を左右する重要な機器である。特に、超臨界水素を用いる冷減速材は世界最高の中性子性能を目指しており、この性能に影響を及ぼす局所的な水素温度の上昇を抑制する必要がある。STAR-CDコードによる温度分布解析結果から、容器中央部の入口管周りの流れの停滞域で局所的な温度上昇が発生することがわかった。この温度上昇の原因となる流れの停滞域を抑制するため、入口管からの吹き出し流の効果を可視化情報で確認した。実験は、冷減速材容器を実寸大で模擬したアクリル製試験体使用して水流動条件下で実施した。流動パターンをPIVシステムで測定し、解析結果と比較した。実験及び解析結果から、吹き出し流によって再循環流領域を大幅に縮小できることがわかり、流れの停滞域を抑制できる見通しを得た。
羽賀 勝洋; 寺田 敦彦*; 神永 雅紀; 日野 竜太郎
日本原子力学会誌, 42(8), p.821 - 824, 2000/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)大強度陽子加速器を用いた次世代の中性子源として設計検討を進めている水銀ターゲットについて、陽子ビームの入射方向に対し水銀の流れが直交するクロスフロー方式ターゲット構造の有効性を確認するため、アクリル製の実規模水銀ターゲットモデルを製作して非加熱の水流動実験を行い、PIV(Particle Image Velocimetry)法で流速分布を測定した。並行して、水流動条件下での流速分布解析を行い、実験結果と比較検証した。その結果、ターゲット内の発熱密度分布に応じたクロスフロー方式の流量配分を達成できる目処を得た。また、標準K-
モデルを用いた解析で、全体的な流動パターンの特徴を再現することができた。
木村 暢之; 田中 正暁; 林田 均; 小林 順; 上出 英樹; アキラ トーマス トクヒロ; 菱田 公一
JNC TN9400 2000-057, 60 Pages, 2000/05
JNC-TN9400-2000-057.pdf:2.11MB
高速炉の実用化を目指した研究において、著しい進歩を遂げた数値解析手法を用いた熱流動現象の解明や設計が可能となってきている。熱流動に関する実験研究ではモックアップ試験装置による実証試験から要素を取り出した小規模試験による現象解明、解析手法の検証に重点が移りつつある。このような要求を満たす上で、実験データの質の向上が不可欠である。とくに流速場の測定においては速度の空間分布が時間経過とともに変化する過程を明らかにすることにより、これまで得られなかった情報を抽出し、現象の解明や解析手法の検証に大きく貢献できると考えられる。本報告では、流速の瞬時の空間分布が得られる手法として超音波を用いた流速分布測定法(UDV)と粒子画像流速測定法(PIV)の2つを取り上げた。これらを水流動試験に適用し、計測手法としての適用性を評価した。UDVでは配管体系、平板状噴流体系、さらに高速炉の熱流動現象の要素を取り出した燃料集合体間の隙間流れ(炉心槽内の流れ)に関する水試験に適用した。既存のレーザー流速計やPIVとの比較を行った結果、妥当な測定結果を与えることを確認するとともに、その課題をナトリウム体系への適用を含めて明らかにした。PIVでは炉心槽内の流れに適用し、その課題を明らかにした。炉心槽のような複雑形状流路へ適用する上では、トレーサー粒子以外の画像ノイズを除去する手法を開発することで測定精度の向上を図ることができた。
中村 秀夫; 柴本 泰照; 安濃田 良成; 久木田 豊*; 三島 嘉一郎*; 日引 俊*
Nuclear Technology, 125(2), p.213 - 224, 1999/02
被引用回数：8 パーセンタイル：53.62(Nuclear Science & Technology)高温(≦773K)で液状の鉛ビスマス合金の水中あるいは空の模擬容器への落下挙動を、高速度撮像の中性子ラジオグラフィで観察した。高速ビデオカメラ、イメージインテンシフィヤ及びJRR-3Mの高速中性子ビームにより、溶融及び固化金属と水、沸騰による水蒸気との激しい相互作用を、最高500フレーム毎秒で明瞭に可視化した。さらに、金カドミニューム合金のトレーサー粒子を混入することで、水中に落下した溶融金属の流速分布計測をPIV法を用いて実施した。以上の結果から、本可視化手法が、金属/気相/液相混合物の、高速でかつ複雑な現象の観察に適用可能なことを示した。
麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 日野 竜太郎
可視化情報学会誌, 19(Suppl.2), p.127 - 130, 1999/00
原研で開発を進めている5MW規模の核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子強度やパルス性能などの中性子性能に直接影響する重要な構成要素である。特に冷減速材容器内における核発熱による水素温度の上昇が中性子収率に影響するため、冷減速材容器の設計ではホットスポットの発生要因となる再循環流や停滞流を抑制して円滑な流動を実現する必要がある。そこで、冷減速材容器内の流動で重要な入口噴流管による衝突噴流とその随伴流の流動パターンを把握するため、減速材容器を模擬した扁平モデル試験体を製作してPIVにより水流動条件下で容器内の流動状況を明らかにした。また、並行してSTAR-CDコードによる流動解析を行い比較検討した。講演ではこれら実験結果及び解析結果について報告する。
