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大貫 晃; 秋本 肇
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(12), p.1074 - 1080, 2001/12
計算資源の拡大に伴い、受動的安全システムや自然循環型原子炉といった新たな原子力システムの二相流解析も多次元で行うことが期待されるようになってきた。しかしながら、既存の多次元解析用構成方程式は小規模な体系で評価されてきたものであり、実際の体系への適用性については十分検討されていない。特に流路スケールの影響に対する検討が不足している。本研究では、内径38mmと200mmのデータを使い多次元二流体モデルにより流路スケール効果を解析し、同効果をモデル化するのに必要なパラメータを同定するとともに流路スケールの相分布に及ぼす影響を予測できるモデルを開発した。流路スケールの影響は気泡径dbと渦スケールlTの相対関係で整理できる。lTよりdbが小さい場合に気泡により誘起される乱れが増大し、lTがdbの約3倍以上でボイド率が高くなると気泡の合体が分裂よりも増大する。これらより、気泡の乱流拡散並びに気泡径に対する新たなモデルを構築した。構築したモデルを内径38mmと200mmの異なる流量条件やさらに大規模な内径480mmの助走域での流動で評価し、口径の影響を予測できることがわかった。
大貫 晃; 秋本 肇
Proceedings of the 8th International Symposium on Flow Modeling and Turbulence Measurements (FMTM2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/12
計算資源の拡大に伴い、気液二相流の形状効果を多次元で解析することが期待されるようになってきたが、構成方程式の検証は十分ではない。著者らは多次元二流体モデルにより相分布を予測するため、気泡の乱流拡散並びに気泡径に対するモデルを近年開発した。本研究ではこのモデルの検証を行う。検証は幅広い条件(流路直径;9mmから155mm,圧力;大気圧から4.9MPa,流量;気相見かけ流速=0.01m/sから5.5m/s,液相見かけ流速=0m/sから4.3m/s,流体; 空気-水,蒸気-水)でのデータベースにより行った。検証解析を通じ、開発したモデルは流路直径の影響を含め広い流動条件に適用できることがわかった。相分布の形並びに流路全体の平均ボイド率を定性的及び定量的によく予測した。本モデルは気泡径と渦スケールの比を重要なパラメータとして採用しており、このパラメータが多次元二流体モデルの構成方程式を構築する上で重要であることがわかった。
大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1670 - 1676, 1997/00
将来型原子炉システムの設計用ツールである多次元二流体モデルコードを高度化する研究の一貫として、大口径垂直管(内径20cm)での空気・水二相流データベースを新たに取得するとともに、気泡流相分布に対する多次元二流体モデル構成方程式の適用性を調べた。実験的にはスラグ流域での流動の乱れが小口径管の場合より大きいこと、相分布の変化する流量条件が小口径管の場合と異なることがわかった。解析的には単一のモデル定数では気泡流相分布を予測できないこと、気泡径の情報を取り込んだモデルを構築する必要のあることがわかった。
中村 秀夫
JAERI-Research 96-022, 135 Pages, 1996/05
JAERI-Research-96-022.pdf:3.86MB
本研究は、軽水炉事故時の気液二相流挙動予測を高精度化するため、水平二相流でのスラグ流の発生条件と関連素過程に対し、従来の小規模、低圧力での実験に基づく予測モデルの改良、又は相関式を新たに作成し、実規模流動への拡張を試みたものである。このため、TPTF蒸気/水試験装置と水平矩形ダクト空気/水試験装置の2つの実規模装置を用い、流動の模擬と可視化観察を行った。その結果、蒸気/水二相流でのスラグ流及び波状噴霧流への遷移境界を良く予測する為、改良Taitel-Duklerモデル、気液界面摩擦係数の実験式、改良Steen-Wallis相関式等が得られた。さらに、これらの改良モデルや相関式を連係して用いると、本研究での実験条件範囲内ではあるが、スラグ流が生じる流量範囲を、発生条件の流路高と系圧力への依存性と共に良く予測できることを確認した。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(7), p.641 - 652, 1995/07
被引用回数：5 パーセンタイル：49.5(Nuclear Science & Technology)ROSA-V/TPTF装置の水平管テスト部を用いた蒸気/水二相流実験(圧力≦12MPa)を行い、スラグ流から波状噴霧流への遷移は界面波頭からの液滴発生により生じ、液滴発生時の気液相対速度は圧力上昇と共に大きく減少することを見い出した。また、LOCA計算コード等に使用されているモデルや相関式の検討から、Steen-Wallis式を気液相対速度をパラメータとして改良すると、TPTF実験での液滴発生開始の圧力依存性が良く予測できることがわかった。更に、比較的低圧(約3MPa)では界面波高が高い為、より小さい気液相対速度で遷移が生じることが分かった。
近藤 昌也; 安濃田 良成; 久木田 豊
Proc. of 2nd Int. Conf. on Multiphase Flow (ICMF)95-KYOTO,Vol. 2, 0, p.P1_97 - P1_102, 1995/00
気液水平二相流における波状流からスラグ流への遷移機構を評価するに際して、スラグ発生直前に見られる界面波の特性を把握することは重要である。そこで、界面波のスペクトル分布及び各周波数成分ごとの伝播速度をウェーブレット解析とフーリエ解析を用いて評価した。その結果、両者による伝播速度は深水波の理論値と概ね一致し、伝播速度の波数依存性が波群の形成や波と波の相互干渉などの視覚観察された現象の原因であることが確認された。さらに、界面波の非対称性(峰と谷の形状の相違)をウェーブレット解析により評価し、波の形状が近似的にストークス波により表わされることを見出した。
大貫 晃; 秋本 肇; 数土 幸夫
Proc. of the 2nd Int. Conf. on Multiphase Flow 95-Kyoto, 0, p.FT1.17 - FT1.23, 1995/00
大口径垂直管内気液二相流の流れの構造を調べるため、空気・水二相流の流動様式とその遷移について実験的に検討した。テスト部は内径0.48m、長さ2mであった。テスト部での流量条件は見かけの空気流速J
:0.02-0.87m/s、見かけの水流速J
:0.01-0.2m/sであった。流動様式の分類は流動観察及び区間ボイド率変動の標準偏差により行った。あるJのもとでJgが増加すると、均一な気泡流か乱れた気泡流を経てチャーン気泡流へと遷移した。Jが低い場合は均一な気泡流は見られなかった。小口径管ではスラグ流が実現する流量条件であっても流路を占有するようなスラグ気泡は見られず、その流量条件はチャーン気泡流が見られた。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(2), p.113 - 121, 1994/02
被引用回数：1 パーセンタイル：17.88(Nuclear Science & Technology)水平の閉流路内気液二相流では、波状流からスラグ流への遷移がKelvin-Helmholtzの不安定性を主要因として生じると考えられているが、実際はKelvin-Helmholtz理論が示す気相流速の半分程度で遷移が生じる。これまで提案されてきた多くの遷移機構予測モデルは、この違いが、波頭上部での気相流路面積の減少に伴う圧力降下が波の成長を促進する結果生じると仮定した。これをBernoulli効果と呼ぶが、これまでこの圧力降下を動的に計測した例は大変少ない。今回、PWRの水平配管と同等の流路高(0.7m)を持つ水平の矩形ダクト装置を用いてスラグ流遷移時の気相部圧力等を計測し、Bernoulli効果の評価を行った。その結果、スラグ流遷移過程の波の波頭部近傍で、水頭に匹敵する気相部圧力降下が確認された。その際、気相部運動エネルギー損失による波頭前後での不可逆な圧力損失や、高速の空気流による波頭での液滴の発生等が観察された。
近藤 昌也; 安濃田 良成; 久木田 豊
日本機械学会第72期全国大会講演論文集,Vol.II, 0, 3 Pages, 1994/00
気液二相流における波状流からスラグ流への遷移機構を評価するに際して、波の形状及び成長過程を調べることは重要である。しかし、単一の波を対象とする場合、周期関数を積分核として用いるフーリエ解析では限界がある。そこで、wavelet変換を局所的な周波数フィルターとして用いることにより,スラグへと発達する波の、伝播による形状の変化について評価した。その結果、スラグに至る波については波状流を構成する波とは異なり、発達の過程で波周辺の広範囲の水位上昇を引き起こすことを示した。また、スラグ発生直前の波状流を構成する波については波頭の急峻化及び崩壊による形状の変化が激しいこと示した。さらに、波状流の水位の相互相関については、比較的低い周波数領域で変調の影響を強く受けるものの、それより高い周波数領域では位相速度に対応する相関のピークが抽出可能であること示した。
片山 二郎; 中村 秀夫; 久木田 豊
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA,Vol. 1, p.7 - 10, 1991/00
LSTFを用いた小破断LOCA実験において、ホットレグ中に生じる層状流の液相流速が気液界面に生じる波の伝播速度を上回る、いわゆる射流が生じる場合があることが観察されている。本研究では、蒸気発生器入口配管を模擬した上昇管をもつ小口径水平配管を用いて大気圧下の水・空気層状流について射流の生じた場合の流動様式遷移に関する実験を行った。実験では、水平管内あるいは上昇管入口において跳水が生じ、跳水の下流側は常流となり層状流から波状流あるいはスラグ流へ遷移した。特に高い水流量では、射流から直接スラグ流へ遷移し、明瞭な跳水は認められなかった。この実験から以下の点が明らかになった。(1)水平管内でスラグ流への遷移が生ずる液流量は、常流と射流の場合で異なる。(2)しかし、スラグ流へ遷移する直前の条件での局所ボイド率と気液間相対速度は、射流・常流のいずれの場合も同一のモデルにより予測できる。
安濃田 良成; 久木田 豊; 中村 秀夫; 田坂 完二
Proc. on 1989 National Heat Transfer Conf., Vol. 4, 8 Pages, 1989/00
大口径(180mm)水平管内の高圧(3~11.9MPa)2相流の流動様式遷移について実験的研究を行なった。流動様式は、主にビデオプローブによる目視観察に基づいて判断した。実験の結果、分離流からスラグ流への遷移条件は、マンデーン等の線図よりかなり高いみかけの液流速で生ずることが明らかとなった。また、圧力が高くなると界面の波の様相が変化し、8.7MPa以上の圧力下では、スラグ流が発生しなくなる。しかし、それ以下の圧力においては、スラグ流遷移条件として、Taitel-Duklerの相関式の蒸気流速のかわりに蒸気と水の相対速度を用いた修正Taitel-Dukler相関式が、比較的良い相関を与えることがわかった。しかし、なお、系統的な圧力の影響、すなわち、圧力が高くなるにつれて、遷移するために必要な相対速度が増加するという傾向が明らかとなった。
大貫 晃; 安達 公道; 村尾 良夫
Nucl.Eng.Des., 107, p.283 - 294, 1988/00
被引用回数：64 パーセンタイル：97.59(Nuclear Science & Technology)傾斜管付き水平管内気液(水/空気及び蒸気/飽和水)対向二相流制限(CCFL)に対する流路寸法の効果を調べた。本形状は加圧水型炉のホットレグを模擬している。 従来の実験相関式では、実寸規模(内径0.75m)のデータを予測できなかった。小型実験での流動観察により解析モデルを導出し、種々の圧力での種々の寸法の実験にあてはめ寸法効果を評価した。 小型実験での評価より、主要な対向流制限の存在する領域が、傾斜管の長さが長いほどベンド部側水平管内から傾斜側へシフトすることがわかった。 このシフトの程度は、より大きな内径の流路では小さくなった。高圧の場合にも、シフトが生じることが推定された。
刑部 真弘; 小泉 安郎; 与能本 泰介; 熊丸 博滋; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 98, p.69 - 76, 1986/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.89(Nuclear Science & Technology)定常二相流試験装置を使った高圧でのボイルオフ実験を広いバンドル出力の範囲で行なった結果、2つのボイルオフパターンが観測できた。一方は、低バンドル出力でのボイルオフパターンで、おのおののロッドのドライアウト点が、あるバンドル高さ位置で生じた。これは、ドライアウト点が、平坦な気液二相流混合物レベルで決まるためと考えられた。他方は、高バンドル出力でのボイルオフパターンで、ドライアウト点はロッドにより高さ方向に大きく散らばり、明確な気液二相流混合物のレベルは観測できなかった。これは、ドライアウト点の下で、Slug流からAnnular流への遷移が生じているためと考えられた。さらに本研究では、Slug流からAnnular流への遷移予測モデルを提案した。このモデルでは、隣り合うロッド上の液膜の相互干渉がなくなったとき、初めてAnnular流が存在できると考えた。このモデルはTPTF実験結果をよく説明した。
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。
山口 勝治*; 山崎 彌三郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(12), p.985 - 996, 1982/00
被引用回数：43 パーセンタイル：95.52(Nuclear Science & Technology)管径40mm及び80mmの垂直管内の空気-水対向ニ相流のフローパタンとボイド率を測定した。フローパタンは観察によって決定しフローマップに示した。スウグ流領域が広い範囲を占めている。ボイド率は急速遮蔽弁によって測定した。ボイド率のデータと今迄の文献に見られるものとを併せ、無次元整理式にまとめた。ボイド率についてはドリフトフラックスモデルとも比較を行った。気液対向ニ相流の知見は原子炉のLOCA-ECCS解析で必要とされるが、これまで広範囲にわたる実験値は得られていなかったものである。
小泉 安郎; 山路 達也*; 山崎 康平*; 大竹 浩靖*; 長谷川 浩司*; 大貫 晃*; 金森 大輔*
no journal, ,
PWR小破断冷却材喪失事故時の還流冷却状態において、過渡的な炉心水位低下をもたらすことが懸念される、蒸気発生器上昇流側U字管内冷却水滞留を調べることを目的として、凝縮を伴う垂直管内気液対向流の蓄水挙動に対して熱流動実験を実施した。実験は、内径18mm、長さ4mの垂直円管を試験流路とし、作動流体として蒸気と水を用いて、圧力0.1MPaの条件で行った。実験では、可視化を主目的として透明管による試験体、及び、蓄水量の定量評価を目的とした真鍮管を用いた試験体を用いた。流路下端入口で液が流下できない条件であっても、流路内の上昇に従う凝縮により蒸気の流速が減少するため、管路上方で凝縮液流下の状態となる。これにより、管路内に二相混合水位が形成され、管路内に凝縮水滞留を生じる事を実験的に把握した。これらの現象把握や、蓄水量の定量評価結果をまとめ、蓄水量評価モデルを導出するとともに、実験結果との比較により蓄水挙動を適切に表現できることを確認した。
