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大貫 晃; 中村 秀夫; 川村 慎一*; 最首 貞典*
日本機械学会熱工学講演会講演論文集, p.31 - 32, 2001/11
BWRの静的格納容器冷却系(PCCS)として横型熱交換器を用いることが検討されている。横型PCCSの除熱性能を規定するものの一つに2次側水プール内での熱伝達特性がある。本報では、原研で開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dにより2次側水プール内の多次元沸騰流解析を行い、気液二相循環流や熱伝達特性に及ぼすプールサイズの影響を評価した。局所沸騰モードでの特性を分析し、伝熱管群内部では沸騰・凝縮の影響が支配的で、プールサイズの影響の小さいことがわかった。講演では単相自然循環時、並びにバルク沸騰時の特性を併せて報告する。
原子炉熱流動解析コード高度化専門部会
JAERI-Review 2000-002, p.105 - 0, 2000/03
JAERI-Review-2000-002.pdf:6.24MB
国内外で進められてきた受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析について、その現状と課題を日本原子力研究所原子力コード委員会原子炉熱流動解析コード高度化専門部会で平成10年度まで約5年にわたり調査してきた。同専門部会での調査内容及び議論を踏まえ、平成9年度には提案された種々の炉型のプラント解析の現状と課題をまとめるとともに、摘出された課題の中で特に重要と考えられた多次元二相流解析の現状と課題をまとめてきた。本報告書では、平成9年度から10年度にかけて調査した内容をもとに、BWRでの核-熱結合解析、受動的安全系熱流動解析の現状と課題、並びに気液二相流解析の最新のトピックスをまとめた。ここでまとめた内容は種々の大型試験結果を含んだ軽水炉熱流動解析の最前線である。また、今後の原子炉熱流動解析コードの高度化をはかるうえでの一つの指針となることを期待する。
大貫 晃; 中村 秀夫; 安濃田 良成
第7回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 (00-11), p.258 - 263, 2000/00
BWRの静的格納容器冷却系(PCCS)として横型熱交換器を用いることが検討されている。横型PCCSの除熱性能を規定するものの一つに2次側水プール内での熱伝達特性がある。特に伝熱管の熱流束の高い領域では蒸気で覆われ、熱流束が低下する蒸気ブランケット効果が懸念された。本報では、原研で開発した多次元二相流モデルコードACE-3Dにより2次側水プール内の熱流動解析を行い、蒸気ブランケット効果の影響を評価した。解析に先立ち、乱流プラントル数を水プール中での蒸気噴流の実験データにより最適化した。解析の結果、定常的に蒸気で覆われる領域はなく、蒸気ブランケット効果による伝熱管熱流束の極端な低下は起こらないことがわかった。
大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇
JAERI-Data/Code 99-038, 108 Pages, 1999/08
JAERI-Data-Code-99-038.pdf:5.2MB
受動的安全機器設計を行ううえで重要な二相自然対流現象を詳細に解析するツールを整備するため、報告者が開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dを改良した。改良版では、乱流熱流束モデルと熱構造体との連成解析機能を追加し、相変化を伴う熱的に非平衡な流れの解析及び外部との熱交換を伴う体系の解析を可能とした。蒸気が水プール中へ噴出する蒸気噴流の実験データを取得し、そのデータを用いて改良機能を検証した。日本原子力研究所で設計された受動的安全炉JPSRの余熱除去系水プール内の熱流動解析へ適用し、同プールの除熱性能を検討した。その結果、改良したACE-3Dコードにより水プール内の二相自然対流現象を精度よく予測できること、並びにJPSR余熱除去プールの除熱性能の高いことを確認した。
原子炉熱流動解析コード高度化専門部会
JAERI-Review 98-006, 194 Pages, 1998/03
JAERI-Review-98-006.pdf:8.23MB
国内外で進められている受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析について、その現状と課題を日本原子力研究所原子力コード委員会原子炉熱流動解析コード高度化専門部会での調査内容及び議論をもとにまとめた。本調査は今後の原子炉熱流動解析コードの高度化研究に資する目的で進められた。最初に、今までに提案された種々の炉型に対し、そのシステム解析及び各種受動的安全系の性能評価の現状と課題をまとめた。次に、摘出された課題の中で特に重要と考えられた多次元二相流解析手法の現状と課題をレビューすると共に、各手法の評価・検証用に必要となるデータベースを気泡流及び環状噴霧流に対して調査した。本報告書でまとめられた内容は軽水炉熱流動解析の最前線、及び近年進展の著しい多次元二相流解析の最新の知見を含んだものであり、今後原子炉熱流動解析コードの高度化を図る上で極めて貴重な情報を提供するものと考えられる。
大貫 晃
第1回オーガナイズド混相流フォーラム講演論文集, p.73 - 82, 1997/00
21世紀に予想される発展途上国での電力需要の急上昇及び各国での労働力不足に対処するため、国内外で受動的安全設備を取り入れた次世代軽水炉の設計研究が進められている。この研究を進める上で重要な課題の一つに熱流動解析の精度向上がある。本報では、原研原子力コード委員会原子炉熱流動解析コード高度化専門部会での調査結果をもとに受動的安全設備を有する次世代軽水炉の熱流動解析の現状と課題をまとめた。大きな課題として、不凝縮性ガスのトレース及び信頼性の高い多次元解析ツールの開発が指摘された。
大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇
JAERI-Data/Code 96-033, 76 Pages, 1996/11
JAERI-Data-Code-96-033.pdf:1.92MB
受動的安全炉の設計研究を多次元の二流体モデルコードにより高精度に行うため、二流体モデルの構成方程式の評価・開発に使用できる解析コードACE-3Dを開発した。本コードの特徴は、(1)基礎式は3次元の二流体モデル。直交座標系または円筒座標系が選択できる。(2)有限差分、半陰解法。(3)界面応力項として抗力、揚力、乱流拡散力、壁からの力、付加質量の各力を考慮する。(4)二相
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乱流モデルの導入である。開発したコードにより既存の小口径垂直管内気泡流の解析を行い、二流体モデルの多次元用構成方程式の評価・開発に本コードが適用できることを確認した。本報告書では、ACE-3Dコードの概要を基礎式並びにその差分式により述べると共に、プログラム構造の概説、及びチェックの計算結果についてまとめる。
大貫 晃; 新谷 文将; 秋本 肇
PHOENICS J. Comput. Fluid Dyn. Its Appl., 9(3), p.326 - 342, 1996/09
日本原子力研究所(原研)で設計を進めている受動的安全炉JPSRの成立性を左右するものとして重力注水プール内での余熱除去過程がある。原研ではこの余熱除去過程の設計用解析ツールとしてPHOENICSコードを採用し、物性値ルーチンの整備及び各種物理モデル(界面せん断力、界面熱伝達及び壁面熱伝達)の組み込みを行った。次に現設計案の余熱除去能力を調べるため、このコードによる解析を行った。解析結果によると、余熱を有する流入蒸気流量の約半分が凝縮されず格納容器側へ放出された。今後、計算グリッドや時間ステップ幅の感度解析を実施すると共に、物理モデルの妥当性についても実験データにより検証する必要がある。
秋本 肇
混相流, 10(4), p.360 - 363, 1996/00
本報告は、軽水炉プラントに関する研究開発のなかで、この10年間における混相流技術に関連した分野の動向を概観したものである。安全性研究、熱水力解析コードの改良、原子炉機器の改良、新型軽水炉の設計などのさまざまな分野で混相流技術に関連した研究が行われた。今後の軽水炉開発にとり、安全性と経済性の更なる向上が最重要課題であろう。シビアアクシデント時の現象の把握と解析手法の開発、受動的安全設備の設計の最適化及び信頼性の検証など多くの分野で混相流技術にかかわる課題の解説が要請されている。また、機器開発や設計の効率化のために、詳細な二相流解析を実験に先だって実施して解析的に設計の最適化を進める傾向が強くなると思われる。複雑な混相流挙動を解析的に評価するための詳細解析技術の構築と検証データを取得するための測定技術開発の重要性が一層増している。
