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堀口 直樹; 吉田 啓之; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Physics of Fluids, 35(7), p.073309_1 - 073309_17, 2023/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Mechanics)非混和液液系における液体ジェットの微粒化は、原子力産業分野の安全上重要である。日本原子力研究開発機構は、数値シミュレーションを用いて非混和性液液系における液体ジェットとして振る舞う溶融燃料の挙動を評価する手法を開発し、数値シミュレーションと実験により浅水プール中の液体ジェット挙動を調査してきた。本論文は、壁面衝突液体噴流における微粒化の機構を明らかにする。ここでは、非混和液液系の浅水プール中壁面衝突液体噴流における微粒化挙動について、数値シミュレーションと分散相追跡法を用いて、液滴形成とその流れ場の観点から研究した。その結果、壁面衝突液体噴流に見られる液膜流における液滴形成は、三つのパターンがあることを明らかにし、液滴形成直後の液滴物理量を取得し、無次元数を用いた液滴形成の理論的基準領域を開発した。液滴形成パターンとこの領域との比較により、パターンの特徴と発生源に応じた液滴形成機構を解明した。
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.
堀口 直樹; 吉田 啓之; 山村 聡太*; 藤原 広太*; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 14 Pages, 2022/03
In severe accidents of nuclear reactors, molten fuel and structural materials leak out of the pressure vessel into the water pool on the pedestal floor. If the water pool is shallow, the molten material enters the shallow pool as a liquid jet, disperses as debris, spreads over the floor, and it cooled by fuel-coolant interaction (FCI). Numerical simulations and experiments with state-of-the-art visualization techniques are developed and used to consider the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet as a debris jet. By performing these simulations and experiments, we obtain detailed 3-dimensional shapes of the liquid jet interfaces. However, to evaluate the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet, we require not only 3-dimensional shapes but also the velocity and size of dispersed liquid. We have developed a dispersed phase tracking method by using time-series data of 3-dimensional shapes of the melt interface obtained by numerical simulations or experiments to obtain these data. Firstly, we verified the applicability of the developed method by applying a simple system. Next, we applied the method to the numerical results of a liquid jet entering a shallow pool by TPFIT. The results show that the liquid jet entering the shallow pool reproduces the dispersion behavior of the fragments. The generated fragments were quantitively confirmed to have curved and rotational trajectories with complex nonlinear motions. In the relationship between the volume equivalent diameter of the fragments and the magnitude of velocity, it was confirmed that the larger the equivalent diameter, the smaller the velocity fluctuation.
吉田 啓之; 上澤 伸一郎
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
The radioactive aerosol removal equipment is used as one of the safety systems of nuclear reactors. In this equipment, microparticles of aerosol are removed through gas-liquid interfaces of two-phase flow. The mechanism related to the removal of microparticles through the gas-liquid interface is not precise; a numerical evaluation method of performance of aerosol removal equipment is not realized. Then, we have started to construct a numerical simulation method to simulate the removal of microparticles through gas-liquid interfaces. In this simulation method, a detailed two-phase flow simulation code TPFIT is used as the basis of this method. TPFIT adopts an advanced interface tracking method and can simulate interface movement and deformation directly. Also, to simulate the movement of particles, the Lagrangian particle tracking method is incorporated. By combining the interface tracking method, and the Lagrangian particle tracking method, the interaction between interfaces and microparticles can be simulated in detail. To solve the Lagrangian equations of particles, fluid properties and fluid velocity surrounding aerosol particles are evaluated by considering the relative position of particles and gas-liquid interface, to simulate particle movement near the interface. In this paper, we show an outline and preliminary results of this simulation method.
鈴木 貴行*; 吉田 啓之; 堀口 直樹; 山村 聡太*; 阿部 豊*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
In the severe accident (SA) of nuclear reactors, fuel and components melt, and melted materials fall to a lower part of a reactor vessel. In the lower part of a reactor vessel, in some sections of the SAs, it is considered that there is a water pool. Then, the melted core materials fall into a water pool in the lower plenum as a jet. The molten material jet is broken up, and heat transfer between molten material and coolant may occur. This process is called a fuel-coolant interaction (FCI). FCI is one of the important phenomena to consider the coolability and distribution of core materials. In this study, the numerical simulation of jet breakup phenomena with a shallow pool was performed by using the developed method (TPFIT). We try to understand the hydrodynamic interaction under various, such as penetration, reach to the bottom, spread, accumulation of the molten material jet. Also, we evaluated a detailed jet spread behavior and examined the influence of lattice resolution and the contact angle. Furthermore, the diameters of atomized droplets were evaluated by using numerical simulation data.
吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 宮原 直哉; 小瀬 裕男*
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11
The radioactive aerosol removal equipment is used as one of the safety systems of nuclear reactors. In this equipment, micro particles of aerosol remove through gas-liquid interfaces of two-phase flow. The mechanism related to the removal of micro particles through the gas-liquid interface is not clear, a numerical evaluation method of performance of aerosol removal equipment is not realized. Then, we have started to construct a numerical simulation method to simulate removal of micro particles through gas-liquid interfaces. In this simulation method, detailed two-phase flow simulation code TPFIT is used as the basis of this method. TPFIT adopts an advanced interface tracking method and can simulate interface movement and deformation directly. In addition, to simulate the movement of particles, the Lagrangian particle tracking method is incorporated. By combining the interface tracking method and the Lagrangian particle tracking method, the interaction between interfaces and micro particles can be simulated in detail. To solve the Lagrangian equations of particles, fluid properties and fluid velocity surrounding aerosol particles are evaluated by considering the relative position of particles and gas-liquid interface, to simulate particle movement near the interface. In this paper, outline and preliminary results of this simulation method are shown.
上澤 伸一郎; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
混相流シンポジウム2018講演論文集(インターネット), 2 Pages, 2018/08
気液の存在割合を表すボイド率は気液二相流の重要な物理量であり、様々な分野の機器設計や流動特性を理解する上で欠かせないパラメータである。そのボイド率の流路断面2次元分布のリアルタイム計測が可能な手法として、ワイヤメッシュセンサ(以下、WMS)がある。WMSには流路内にワイヤを多数挿入するため流動が阻害され、その電場分布の非一様性による気泡位置に対する計測誤差は十分に確認されていないなどの課題がある。これらの計測への影響は、使用するワイヤの本数や流動条件で異なると考えられるため、WMSをテスト部に実装する前に、その計測性能や計測への影響を評価できる数値解析手法が必要である。そこでWMSの計測性能と上記問題点を計算機上で評価するための、WMSにおける気泡挙動・電場分布の同時評価手法の開発を実施した。解析の有用性を把握するため、3
3の2線式WMSにおける単一気泡の挙動・電流密度分布解析を行い、ワイヤによって気泡が大きく変形することを再現できたとともに、WMSは送信-受信ワイヤ間外にも有意な感度を持つこと、送信-受信ワイヤ間に気泡があっても、その位置によってボイド率が変化するなど、これまで明らかにされていなかったWMSの感度領域に関する新たな知見を得た。
吉田 啓之; 堀口 直樹; 阿部 豊*
Proceedings of 2015 US-Japan Seminar on Two-Phase Flow Dynamics, 10 Pages, 2015/05
From the viewpoint of protecting a containment and suppressing the diffusion of radioactive materials in accident of nuclear power plants, it is important to develop the device which allows a filtered venting of contaminated high pressure gas. In the filtered venting system that used in European reactors, so called Multi Venturi Scrubbers System is used to realize filtered venting without any power supply. This system is able to define to be composed of Venturi Scrubbers (VS) and a bubble column. In the VS, scrubbing of contaminated gas is promoted by both gas releases through the submerged VS and gas-liquid contact with splay flow. However, the scrubbing mechanism of the VS is understood insufficiently. Therefore, we started numerical and experimental study to understand the two-phase flow behavior in the VS. In this paper, we performed numerical simulations of two-phase flow behavior in the VS by the TPFIT. In the first step, we perform numerical simulations of supersonic flow by the TPFIT to validate the applicability of the TPFIT for high velocity flow in the VS. In the second step, numerical simulation of two-phase flow behavior in the VS including self-priming phenomena. As the results, dispersed flow in the VS was reproduced in the numerical simulation, as same as the visualization experiments.
鈴木 貴行; 吉田 啓之; 阿部 豊*; 金子 暁子*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
BWRの安全性向上のため、福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握することは必要であり、特に炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価することは重要である。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する、制御棒案内管等の影響を受けることが予想される。そこで原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を開発している。本研究では、原子力機構で開発中の詳細二相流解析コードTPFITを拡張することにより、複雑な構造物の影響を含めて溶融燃料落下挙動を評価できる解析手法を開発する。本報告では、TPFITをもとに開発中の解析手法を用い、模擬溶融物質の物性値が溶融ジェット挙動に与える影響について評価した。その結果、模擬物質の物性値のうち密度及び表面張力が、溶融ジェットの微粒化挙動に対して最も大きな影響を与えることが分かった。
堀口 直樹; 吉田 啓之; 金川 哲也*; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
原子炉における炉心溶融を伴うシビアアクシデント時において、放射性物質の拡散を抑制し、かつ格納容器の保護のため除熱および減圧するための手段としてフィルタードベントがある。本研究は、ベンチュリースクラバーを用いたフィルタードベントの作動特性を明らかにすることを目的として、実験ならびに解析を行っている。これまでの研究により、単一ベンチュリースクラバーにおいて、気相流入量がある一定以上になった場合、自吸停止に至る可能性を明らかにした。本報告では、詳細二相流解析コードTPFITを用いて、ベンチュリースクラバー内の二相流解析を行い、自吸現象に対する数値予測を行うと共に、液滴発生のメカニズムについて検討した結果について報告する。
加藤 由幹; 吉田 啓之; 横山 諒太郎*; 金川 哲也*; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
In this study, visualization experiment for the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration was performed to understand bubbly flow behavior under earthquake acceleration. Liquid pressure was also measured at upstream and downstream of the test section. In addition, to consider detailed effects of pressure gradient on bubble motion, numerical simulation of two-phase flow in horizontal pipe with vibration was performed by a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method: TPFIT. Based on observed images and calculated results, bubble velocity was evaluated. It was confirmed that the pressure gradient amplitude increased with the increase of the frequency of the table. In addition, it was observed that the bubble velocity amplitude also increases with the increase of the frequency of the table. It was concluded that the bubble motion was strongly affected by the pressure gradient in the test section.
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0025_1 - TEP0025_11, 2014/08
In this study, to develop the predictive technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method TPFIT was expanded. In addition, the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration and under the fluctuation of the liquid flow was simulated by using the modified TPFIT. In the results, it was confirmed that the modified TPFIT can predict time dependent velocity distribution around the bubbles and shapes of bubbles qualitatively. The main cause of bubble deformation observed is large shear stress at the lower part of the bubble, and this large shear stress is induced by the velocity difference between the liquid phase and bubble. Moreover, we discussed about the difference between both effects of flow rate fluctuation and structure vibration on two-phase flow. In the results, bubble acceleration of the structure vibration case was larger than that of the flow rate fluctuation case. Finally, it was concluded that unsteady shear stress induced by vibration of the pipe wall was one of the main driving forces of bubble motion in structure vibration case.
吉田 啓之; 永吉 拓至*; 小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇
日本原子力学会和文論文誌, 4(1), p.25 - 31, 2005/03
原研で開発している超高燃焼水冷却増殖炉では高稠密炉心が用いられるが、原子炉熱設計で使用される構成式の高稠密炉心への適用性は十分には確認されていない。そこで原子炉熱設計におけるDesign by Analysisの確立を目指し、炉心内二相流の数値シミュレーション技術を開発している。本研究では、この一環として、稠密炉心内二相流を高精度に解析するため、高い体積保存性を有する界面追跡法の開発及び検証を実施している。本報では、開発した界面追跡法を用いた二相流詳細解析コードTPFITの検証作業の一環として、傾斜平板上液膜流解析を実施し既存実験と比較した。その結果、液膜厚さの時間平均値は、Nusseltの理論値と一致し、液膜厚さの最大値及び統計量も実験とよく一致することを確認した。また液膜内速度分布も、解析は実験と定性的に一致しており、TPFITコードにより、液膜流を解析できる見通しが得られた。
吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇
Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.270 - 276, 2004/12
新しく開発した詳細二相流解析コードTPFITにより、稠密燃料集合体内水-蒸気二相流の大規模解析を実施した。TPFITコードでは、機構論的モデリングに基づき、水と蒸気間の三次元界面構造を詳細に解析できる。一連の大規模解析の結果、TPFITコードは稠密燃料集合体内二相流の現象解明や革新的水冷却増殖炉の熱的成立性の評価に有用であることを確認した。今後、TPFITコードの検証と改良を進めるとともに、既存の熱設計手法との融合を進め、大規模実験を必要としない機構論的熱設計手法の開発を進める予定である。
高瀬 和之; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 秋本 肇
Proceedings of International Meeting on Updates in Best EstimateMethods in Nuclear Installations Safety Analysis (BE-2004) (CD-ROM), p.151 - 152, 2004/11
水冷却炉の炉心熱設計は、一般にシステム解析コードやサブチャンネル解析コードを使って行われる。これらのコードは、炉心条件を模擬した体系で行われた膨大な二相流実験の結果をもとに導出された実験式や構成式を使用することで予測性能の向上を図っている。しかしながら、革新的な水冷却炉を実現するためには、これらの実験式や構成式の適用範囲を超える領域での熱流動評価解析手法の確立が要求されている。そこで著者らは、従来の熱設計手法に炉心内の複雑な沸騰二相流挙動を3次元的に予測できる詳細二相流解析手法を組合せたハイブリッドな評価解析手法を提案した。これは、サブチャンネル解析コードNASCAと二相流解析コードTPFITから構成され、NASCAでは炉心全体の解析を行い、TPFITでは炉心局所の3次元情報を解析する。本提案の手法を革新的水冷却炉の熱設計に使用した結果、スペーサー効果,流動様式遷移,液膜流挙動等に関する3次元二相流現象を従来手法より忠実に再現できる見通しが得られた。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定; 叶野 琢磨; 秋本 肇
日本混相流学会年会講演会2003講演論文集, p.33 - 34, 2003/00
原研が開発を進めている低減速軽水炉を対象として、稠密燃料集合体の二相流挙動を直接解析によって数値的に予測する研究を行っている。稠密燃料集合体をフルサイズで模擬した体系で直接解析を行うためには膨大な記憶容量を必要とするが、地球シミュレータによって初めてそれが可能になった。解析には、吉田によって開発された二相流解析コードTPFITを使用した。本コードは界面追跡機能を有し、気液界面形状を時間及び空間方向に高精度で輸送できる特徴を持つ。本研究では、熱の影響がない非加熱等温流条件に対して、燃料集合体入口の流速やボイド率を変えて解析を実施した。低減速軽水炉の炉心条件をもとに、気相及び液相の物性値は圧力7.2MPa,飽和温度288
Cにおける蒸気及び水の値を使用した。一連の大規模シミュレーションにより、稠密燃料集合体内の二相流挙動、特にスペーサ周辺の液膜流挙動等の詳細が定量的に明らかになった。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 玉井 秀定; 久米 悦雄; 北村 竜明*
第16回数値流体力学シンポジウム講演要旨集, 7 Pages, 2002/00
低減速スペクトル炉の炉心燃料集合体内には、1mm程度の燃料棒間ギャップを一定に保つためにスペーサが設置される。このような狭隘流路に存在するスペーサ周辺の熱流動特性に関しては、単相では多くの研究が行われているが、二相流ではほとんど見られない。そこで、狭隘流路内に置かれたスペーサ等の物体が二相流挙動に及ぼす影響を数値的に調べた。数値解析には著者の1人が開発した二相流コードTPFITを使用した。解析体系は3次元流路とスペーサ簡略模擬した矩形突起から成る。解析では、流路入口に液膜厚さとその流速及び蒸気流速を与え、時間方向に進展する液膜流挙動を非加熱等温流条件に対して定量的に調べた。計算に使用した入力値は低減速スペクトル炉の炉心出口近傍の条件を模擬した。解析の結果、突起後端から発生するはく離線に沿ってウエークが形成され、ここでは強い乱れによって液膜が排除され、ほぼ蒸気で満たされることがわかった。この結果から、加熱時には突起後方に十分な冷却を期待できない領域の存在が予測された。また、流れ方向に突起を一定間隔で設置する場合には、前方の突起で発生したウエークが後方の突起に順次影響するため、突起の配置を十分検討する必要がある。今後は、突起形状,加熱時の沸騰流,乱流構造等に及ぼす突起の影響を明らかにする考えである。
吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 阿部 豊*
no journal, ,
フィルタードベントのための機器の一つである、ベンチュリースクラバー(VS)においては、内外の圧力差により吸引した水によりVS内に気液二相流を形成し、効率的な除染を可能とする。したがって、VSの作動特性を把握するためには、気液二相流の影響を含め、VS内に形成される圧力分布を評価する必要がある。本報告では、圧力分布の解析的な評価の第一段階として、詳細二相流解析コードTPFITにより、気相単相を流動させたVS内に形成される圧力分布を評価し、実験と比較した。その結果、低気相流量の場合は喉部で圧力が最低となり、出口に向かって圧力が回復する結果が得られた。また、高気相流量の場合は、喉部よりも下流において圧力が最大となり、喉部の圧力は出口圧力と同等となった。これらの傾向は、実験結果と定性的,定量的に一致しており、TPFITの気相単相条件におけるVS内圧力分布評価に対する適用性を確認することができた。
鈴木 貴行; 吉田 啓之; 阿部 豊*; 金子 暁子*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握するためには、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する制御棒案内管等の複雑構造物の影響を受けることが予想される。そこで、原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を、詳細二相流解析コードTPFITを拡張することにより開発している。本報告では、溶融ジェット挙動を詳細に把握するため、高空間解像度解析を実施した。その結果、溶融ジェットの界面形状および周囲速度場をより詳細に評価できる見通しが得られた。発表では界面形状や速度場等の解析結果と実験結果とを比較、検討した結果について報告する。
吉田 啓之; 成島 勇気*; 金子 暁子*; 阿部 豊*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握するためには、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する制御棒案内管等の複雑構造物の影響を受けることが予想される。そこで、原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を、詳細二相流解析コードTPFITを拡張することにより開発している。本報告では、落下距離に対する微粒化径の変化を評価し、ブレイクアップ長さについて検討した結果を報告する。
