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吉田 啓之; 堀口 直樹; 小野 綾子; 古市 肇*; 上遠野 健一*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
About the boiling transition (BT) that determines the maximum thermal output of the BWR, it is considered that the spacers have significant effects on the occurrence of BT. And occurrence conditions of BT can be changed by devising the spacer shapes. In the light water cooled fast reactor: RBWR, thermal-hydraulics conditions are more severe than the current BWR. Then, the effect of the spacer on BT should be sufficiently utilized in the RBWR. In the thermal-hydraulics design for the current BWR, large-scale tests were carried out and used to evaluate BT conditions. The RBWR is still in the design stage, and there is room to be changed to many parameters. Then, it is not reasonable to determine the shape of the spacer by evaluation only for large-scale tests. On the other hand, by applying a two-phase CFD method with remarkable development in recent years, we can develop a model that can predict the effect of spacers mechanistically. This research used the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed by JAEA to simulate annular dispersed flow in RBWR subchannels. In the occurrence of BT, it is considered that the two-phase flow pattern is the annular dispersed flow, and we want to evaluate the effects of spacer shape on annular dispersed flow in RBWR subchannels. As the first step of this research, we performed numerical simulations of annular dispersed flow in the simplified subchannel of RBWR. We used a circular tube with the same hydraulic diameter as the RBWR subchannel to consider the basic effects of spacer on the annular dispersed flow. As a simulation parameter, we choose the existence of the spacer. The spacer used in the simulation has a simplified shape and the same blockage ratio as the RBWR. In this paper, we describe the result of numerical simulation. We evaluated droplets' size and velocity based on simulation results for the spacer's existence and non-existence cases.
古田 琢哉; 橋本 慎太郎; 佐藤 達彦
医学物理, 36(1), p.50 - 54, 2016/00
放射線輸送計算コードPHITSを医学物理計算に用いる一例として、放射線治療計画を目的としたシミュレーションがある。通常、治療計画シミュレーションでは、患者CTデータを読み込んでコンピュータ上の仮想空間に患者体系を構築し、外部から照射される治療ビームの輸送計算を実行することで患者体系内での線量分布を計算する。しかし、CTデータから患者位置やCT値の分布などの情報を取得して患者体系を構築すること、非常に複雑で医療用加速器メーカーが公開していない加速器部分をシミュレーションすることは容易ではない。そこで、患者CTデータを用いて患者体系をPHITS形式で構築するためのプログラムDICOM2PHITS、医療用加速器から放出される粒子プロファイルをまとめたIAEA phase-space fileをPHITSで使用可能とするプログラムPSFC4PHITSを開発した。本解説では、これら2つのプログラムについて解説するとともに、プログラムで構築した体系および変換した線源をPHITSコードに組み込み、放射線輸送計算により検証した結果を示す。
西森 信行
Proceedings of 1st Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 29th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.174 - 176, 2004/08
SASE FELの放射光パワーの時間発展を表すキュービック方程式の解と対になる、電子の位相空間分布の時間発展の解析解を1次元FEL方程式を用いて求めたので報告する。飽和以前の指数関数的にパワーが増加する領域において、この解はシミュレーション結果とよく一致する。この解を用いて、アンジュレーター周期数1/
で飽和する等、SASEでよく知られた関係式を導き出す。
西森 信行
Proceedings of 26th International Free Electron Laser Conference (FEL 2004) and 11th FEL Users Workshop (CD-ROM), p.41 - 44, 2004/00
飽和前のSASE FELの電子の位相空間分布の時間発展の解析解を、1次元FEL方程式を用いて求めた。解析解は1次元FEL方程式を用い、ショットノイズの効果を採り入れたシミュレーション計算結果とよく一致する。SASE放射光電場は電子の最適なバンチングが起こったときに飽和に至る。最適なバンチングの条件からSASEでよく知られた飽和条件のNw 1を導き出す。
井口 正; 浅香 英明; 中村 秀夫
JAERI-Research 2002-006, 152 Pages, 2002/03
JAERI-Research-2002-006.pdf:5.52MB
筆者らは、BWR炉心での核熱水力不安定性の機構を解明するために、THYNC実験を行っている。THYNC実験では、実炉の炉心流動を忠実に模擬すべく、試験部出口にオリフィス抵抗体を、試験部内に丸セル型スペーサを設置している。THYNC実験データの解析には、オリフィス抵抗体やスペーサの流動抵抗を知っておく必要がある。そこで、THYNC試験装置のオリフィス抵抗体及びスペーサの単相流時及び二相流時の流動抵抗を測定した。その結果を用いて、流動抵抗のパラメータ依存性を検討した。併せて、分離流などの基本的な二相流モデルの二相流増倍係数に対する適用性を検討した。その結果、以下のことがわかった。(1)単相流時の流動抵抗は、Re数の関数として、圧力,質量流束の影響を表現できる。また、流動抵抗の予測には、従来の予測法により、流動抵抗を精度よく予測できる。ただし、スペーサについては、流路占有率などの複雑な形状依存性があるため、流動抵抗の高精度の予測には、実験で実験定数を定める必要があった。(2)二相流増倍係数とクオリティの関係は、圧力2MPa~7MPaでは線型関係とみなせる。二相流増倍係数とクオリティの関係は、圧力,形状に依存し、質量流束の影響は小さい。(3)オリフィス及びスペーサの二相流増倍係数は、分離流モデルで
20%の精度で予測できる。適用範囲は、圧力2MPa~7MPa,質量流束133kg/m
s~667kg/msである。一方、均質流モデルでは、実験定数を導入しないと高精度の予測はできない。形状に依存した実験定数を導入することにより、20%の精度で予測できる。
内海 隆行*
Computational Fluid Dynamics Journal, 8(1), p.135 - 141, 1999/04
流体方程式などの双曲型偏微分方程式に対する汎用数値解析技法として矢部等によりCIP(Cubic Interpolated Propagation)法が提案され、われわれはそのラグランジュ表現の微分代数的CIP(Differential Algebraic CIP)法を開発してきた。超強光電場でのプラズマの励起過程や緩和過程に伴う非線形現象が支配的な非局所熱平衡状態での光量子-物質相互作用に置いて速度分布関数の運動を記述するBoltzmann方程式も双曲型偏微分方程式である。このため、CIP法やDA-CIP法は微視的現象を記述するBoltzmann方程式などを解く手法として直接的に適用できると考えられる。本発表では、DA-CIP法により、Bhatnagar-Gross-Krook衝突項及び近似的なクーロン衝突モデルであるFokker-Planck衝突項を含むプラズマ・シミュレーションにおいて高精度数値解が得られることを示す。また、超強光電場における相対論的プラズマ・シミュレーションにおいて電子が相対論的速度に加速される様子を位相空間の電子分布関数で可視化して示す。
内海 隆行*; 功刀 資彰; Koga, J. K.
Computer Physics Communications, 108(2-3), p.159 - 179, 1998/00
被引用回数：14 パーセンタイル：62.89(Computer Science, Interdisciplinary Applications)超強光電場でのプラズマの励起過程や緩和過程に伴う非線形現象が支配的な非局所熱平衡状態でのメゾスコピックな光量子-物質相互作用の研究においては、Boltzmann方程式の様な速度分布関数の運動方程式を数値的に精確に解くことが重要な要件となる。近年、矢部等により提案されたCIP法やそのラグランジュ表現のDA-CIP法といった数値解析技法は基本的には流体方程式などの双曲型偏微分程式に対する汎用解法として開発されてきた。このため、これらの手法は微視的現象を記述するBoltzmann方程式などを解く手法として直接的に適用できると考えられる。本論文では、DA-CIP法によりVlasov-Poisson方程式を位相空間において無衝突プラズマの不安定現象を解くことにより、この適用可能性を示す。
竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 和田 哲昌*; 松林 政仁; 鶴野 晃
Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.118 - 125, 1996/00
中性子ラジオグラフィのCT法を用いて軽水炉燃料を模擬した4
4ロッドバンドル内スペーサ近傍の空気-水二相流の3次元ボイド率分布を計測した。ロッドバンドル内スペーサ近傍の二相流の振る舞いは軽水炉の安全性研究において重要でありながら他の手法によっては観察が困難であったが、本計測により明りょうに可視化された。その結果、スペーサの影響がはっきりと観察され、中性子ラジオグラフィを軽水冷却原子炉の安全性研究のための熱水力研究における計測に応用できることが分かった。
C at 16 MeV桑折 範彦*; 渡辺 幸信*; 樫本 寛徳*; 羽根 博樹*; 青砥 晃*; 納冨 昭弘*; S.Widodo*; 岩本 修*; 山口 良二*; 相良 建至*; et al.
JAERI-M 92-029, 46 Pages, 1992/03
16MeV偏極陽子によるCの崩壊反応から放出される陽子及び
粒子の二重微分断面積と偏極分解能を測定した。測定された陽子及び粒子のエネルギースペクトルを3体あるいは4体への同時崩壊過程を考慮した理論に基づいて解析した。その結果、測定された低エネルギー領域の連続スペクトルは理論計算によって良く説明できた。
安濃田 良成; 渡辺 正; 久木田 豊
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA,Vol. 1, p.397 - 400, 1991/00
最近の宇宙環境利用計画に関連して、微小重力下における気液二相流の制御技術が一つの重要な技術となると予想される。二相流挙動は重力にきわめて強く依存した現象であるため、気液の分離や気体の補集などを微小重力環境で行う場合には特別な技術を必要とするためである。本研究は、微小重力下における二相流の制御方法として、超音波の利用を考え、その基礎技術を確立することを目的として行った。1次元の定在超音波場における気泡の運動を実験的、解析的に調べ、放射を効果と付加質量効果について考察した。一方、2次元の定在超音波場において水中の気泡を静止、水平移動など自在に制御可能であることを実証した。
杉本 純; 村尾 良夫
JAERI-M 84-131, 223 Pages, 1984/06
PWR-LOCA時再冠水熱伝達に及ぼすグリッドスペーサーの影響を調べるための実験を行った。模擬炉心中央部のグリッドスペーサを移動させてグリッドスペーサの近傍での流動熱水力応答、およびグリッドスペーサ板厚の影響を調べた。クエンテ前の熱伝達率は、グリッドスペーサ直上では直下に比べて約20~50%増加した。液滴分散流領域ではグリッドスペーサ上方での液滴の細分化が、またスラグ流領域ではグリッドスペーサの早期リウェットおよびグリッドスペーサ近傍への蓄水の像かが観測された。このためグリッドスペーサによる熱伝達率の増加は、液滴分散流領域での液滴表面積の増加と、スラグ流領域での膜沸騰熱伝達の像かな主な原因と推察された。本実験に基づいて再冠水グリッドスペーサモデルを開発した。本モデルにより、グリッドスペーサ近傍での熱水力挙動が良く予測されることがわかった。
杉本 純; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(2), p.103 - 114, 1984/00
被引用回数：11 パーセンタイル：73.13(Nuclear Science & Technology)PWR-LOCA時の再冠水熱伝達に及ぼすグリッドスペーサの影響を実験的に調べた。模擬炉心中央部のグリッドスペーサを上下に移動させることにより、グリッドスペーサ近傍での流動状況、熱伝達率および蓄水挙動の変化を調べた。クエンチ前の熱伝達率は、グリッドスペーサの直上では直下に比べて約20~50%増加した。液滴分散流領域ではグリッドスペーサ上方での液滴の細分化が観測された。スラグ流領域ではグリッドスペーサの早期リウェット、およびグリッドスペーサ近傍への蓄水の増加が観測された。このためグリッドスペーサによる熱伝達率の増加は、液摘分散流領域での液滴表面積の増加と、スラグ流領域での膜沸騰熱伝達の増加が主な原因と推察された。本実験に基づいたモデルにより、グリッドスペーサ近傍での熱水力挙動が良く予測されることが分った。
山崎 弥三郎; 岡崎 元昭; 新妻 泰
JAERI-M 82-014, 62 Pages, 1982/03
ATR及びJPDR-IIの模擬燃料体についてFAT-1ループを用いてボイド率及び圧力損失を空気-水系について測定した。実験範囲は水流量60t/hまで、系圧力3.5kg/cmボイド率10~50%である。ボイド率は燃料体全体の平均値を、圧力損失は直管部・スペーサー部・ベース部・タイプレート部にわけて測定した。ボイド率()と気体体積流量率(
)との比はATR(二次設計)で0.95、JPDR-IIでは0.7となった。直管部の摩擦圧力損失はの函数として示した。円管に関する二相流の知見から原子炉運転圧力における全圧力損失の推算方法を示した。全圧力損失の約1/2は直管部以外の損失が占める。流動状態観察の結果、両燃料体とも流路全体として全範囲に亘り気泡流が卓越している。
杉本 純; 村尾 良夫
JAERI-M 9992, 41 Pages, 1982/02
本報告書は、PWR-LOCA時の再冠水過程における炉心内熱伝達に与えるグリッドスペーサの影響についての予備解析結果をまとめたものである。原研における再冠水実験等においてグリッドスペーサの近傍における熱伝達率の増加が観測されている。熱伝達率はグリッドスペーサの下流側においてグリッドスペーサからの距離と共に減少している。グリッドスペーサ近傍における熱伝達率増加機構について考察し、実験データに基づいたグリッドスペーサ下流での液滴合体モデルを提案した。さらに飽和膜沸騰熱伝達相関式に基づいて、グリッドスペーサによる増加熱伝達率の定量的評価を行った。
岡崎 元昭; 山崎 彌三郎
日本原子力学会誌, 20(1), p.61 - 70, 1978/01
被引用回数：0燃料集合体内の燃料棒は冷却材流れによって引起される振動によってピッチ間隔が狂ったり、フレッティング腐食などの発生により燃料集合体としての機能が維持されなくなる可能性をもっている。燃料棒の振動には燃料棒の物理的特性のみならず、その置かれている流路によって規定される流動特性が大きく関係している筈である。しかるに、従来の研究は実炉の条件に対してこれらの影響因子が充分に考慮されていないものばかりである。本報は実炉条件での実験を行うことによってこれを確かめ、さらにその理論的背景について考察した。
