A Numerical simulation method to evaluate heat transfer of fuel debris in air cooling by JUPITER, 2; Validation of porous model for natural convective heat transfer

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 8 Pages, 2022/10

Various types of cooling of fuel debris such as reduction in the amount of water injection, intermittent injection water and air cooling are considered for contaminated water management in the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (NPS). As a method for estimating the thermal behavior of fuel debris in the preliminary containment vessel (PCV) of Fukushima Daiichi NPS, JAEA develops a method for estimating the thermal behavior in the air cooling, including the influence of the position, heat generation, and the porosity of fuel debris by JUPITER added a porous model. In order to validate the natural convective heat transfer analysis with porous bodies by the JUPITER added the porous model, the heat transfer and the flow visualization experiments of air natural convection with a porous body was performed in this study. The temperature distributions of the heat transfer surface, the natural convection area and the porous body were measured with thermocouples. In addition, the flow visualization was performed by a particle image velocimetry (PIV). We compared the temperature and flow results between the experiment and the numerical analysis. The temperature distributions at the central axis were generally agreed on the condition without the porous body. As for with the porous body, the tendency to increase the temperature inside the porous body was reproduced as in the analysis, but quantitative differences were observed. For the flow distribution of the test vessel, flow along the experimental vessel wall to form a vortex was observed in the experiment. On the other hand, an upward flow occurred from the center of the heating surface, and the flow was separated by the ceiling to form two vortices in the numerical analysis. The difference between the analysis and the experiment indicates that discussions for various thermal conductivity models to porous bodies is necessary.

Consistent robin boundary enforcement of particle method for heat transfer problem with arbitrary geometry

Wang, Z.; Duan, G.*; 松永 拓也*; 杉山 智之

International Journal of Heat and Mass Transfer, 157, p.119919_1 - 119919_20, 2020/08

https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2020.119919

Enforcing accurate and consistent boundary conditions is a difficult issue for particle methods, due to the lack of information outside boundaries. Recently, consistent Neumann boundary condition enforcement is developed for the least squares moving particle semi-implicit method (LSMPS). However, the Robin boundary cannot be straightforwardly considered by that method because no computational variables are defined on the wall boundary. In this paper, a consistent Robin boundary enforcement for heat transfer problem is proposed. Based on the Taylor series expansion, the Robin boundary condition for temperature is converted to the fitting function of internal rather than boundary particles and incorporated into least squares approach for discretization schemes. Arbitrary geometries can be easily treated due to the use of polygons for wall boundary. A convergence study was firstly carried out to verify the consistency. Then, numerical tests of 1-D and 2-D heat conduction problems subjected to mixed boundary conditions were performed for verification, and good agreements with theoretical solutions were observed. Natural convection problems with different boundary conditions in an annulus were carried out for further validations of heat-fluid coupling. Excellent agreements between the present and literature results were demonstrated.

2018年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討

石塚 悦男; 松中 一朗*; 石田 大樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 近藤 篤*; et al.

JAEA-Technology 2019-008, 12 Pages, 2019/07

JAEA-Technology-2019-008.pdf:2.37MB

2018年度の夏期休暇実習として、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施した。この結果、熱出力2MWで約30年、3MWで約25年、4MWで約18年、5MWで約15年の運転が可能であるこが明らかとなった。また、熱的な予備検討として、自然循環冷却かつ可動機器のない発電システムを有する原子力電池のイメージを提案した。今後は、次年度の夏期休暇実習として更に検討を進め、原子力電池の成立性について検討する予定である。

Natural convection heat transfer of high temperature gas in an annulus between two vertical concentric cylinders

稲葉 良知; Zhang, Y.*; 武田 哲明; 椎名 保顕

Heat Transfer-Asian Research, 34(5), p.293 - 308, 2005/07

https://doi.org/10.1002/htj.20070

高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがあり、高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間内高温気体の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱、外筒を冷却した鉛直同心二重円筒内の面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験と数値解析を行った。実験において、環状空間の高さに基づいたレイレー数は、ヘリウムガスに対して2.010Ra5.410、窒素ガスに対して1.210Ra3.510となった。また数値解析の結果は、加熱壁面と冷却壁面の温度に関して実験とよく一致した。実験と数値解析の結果から、面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する相関式を、レイレー数,半径比,加熱壁面及び冷却壁面の温度と熱放射率の関数として得た。

鉛直同心二重円筒内高温気体の自然対流熱伝達に関する研究

稲葉 良知; Zhang, Y.*; 武田 哲明; 椎名 保顕

日本機械学会論文集,B, 70(694), p.1518 - 1525, 2004/06

https://doi.org/10.1299/kikaib.70.1518

高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがあり、高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間内高温気体の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱,外筒を冷却した鉛直同心二重円筒内の面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験と数値解析を行った。実験において、環状空間の高さに基づいたレイレー数は、ヘリウムガスに対して2.010Ra5.410、窒素ガスに対して1.210Ra3.510となった。また数値解析の結果は、加熱壁面と冷却壁面の温度に関して実験とよく一致した。実験と数値解析の結果から、面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する相関式を、レイレー数,半径比,加熱壁面及び冷却壁面の温度と熱放射率の関数として得た。

Study on natural convection heat transfer in vertical annular space of a double coaxial cylinder

稲葉 良知; 武田 哲明

JAERI-Research 2000-062, 73 Pages, 2001/02

JAERI-Research-2000-062.pdf:2.83MB

高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つのに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがある。高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱、外筒を水により冷却した同心二重円筒容器内の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験を行った。実験において、加熱壁面-冷却壁面間距離を代表長さとしたレイレー数は、ヘリウムに対して6.810<Ra<1.810、窒素に対して4.210<Ra<10となった。試験空間内の自然対流と熱放射の効果について調べ、その結果熱放射を伴う自然対流伝達の相関式をレイレー数,試験空間のアスペクト比,加熱壁面・冷却壁面温度及び熱放射率の関数として得た。また実験を模擬した数値解析を行い、実験結果に対する解析の妥当性を評価したところ、両者は比較的良く一致した。

Visualization of simulated molten-fuel behavior in a pressure vessel lower head using high-frame-rate neutron radiography

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

https://doi.org/10.13182/NT99-A2943

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。

Temperature distributions in a tokamak vacuum vessel of fusion reactor after the loss-of-vacuum events occurred

高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰

Fusion Engineering and Design, 42, p.83 - 88, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(97)00186-5

国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究のうち、真空境界破断事象時に真空容器の破断口部に生じる置換流挙動を定量化するために真空境界破断事象予備実験を行っている。筆者らはすでに常温下における実験の結果から、真空容器に設けられた破断口数及び破断口位置が真空容器内の置換量に与える影響を明らかにした。今回は、真空容器を200Cに加熱した条件の基で真空境界が破断した場合の真空容器内の温度分布を定量的に調べ、その結果をもとに真空容器内の流動挙動を評価した。本研究の結果、破断口が1つの場合は破断口位置に応じて破断口部に対向流または成層流が形成され、破断口が2つの場合は同様に破断口位置に応じて一方向流または二方向流が形成されることが真空容器内温度分布の測定結果から明らかになった。

水平方向にズレのある二本の加熱水平円柱の自然対流の干渉効果

亀岡 利行*; 岡田 裕紀*; 久保 真治; 秋野 詔夫; 田中 周*; 高瀬 和之

可視化情報学会誌, 18(68), p.1 - 8, 1997/00

https://doi.org/10.3154/jvs.18.46

容器内に水平に設置した二本の加熱円柱の自然対流実験を行った。二本の円柱の配置に、水平に並べた状態よりズレを与えて、下円柱から立ち上がるサーマルプリュームが上円柱の熱伝導に影響する効果を調べた。感温液晶法による温度分布の可視化と、熱電対等を用いた測定の併用により、以下のことが明らかとなった。上円柱の熱伝達率は、特異に増減することがあり、これは下円柱からのプリュームが上円柱を横切ったり、接近したりすることと対応していた。上円柱の境界層が下円柱のプリュームと干渉して、その熱伝達率が促進するか劣化するかは二本の円柱の位置のズレの大きさと関係していた。

Visualization of heat flux distributions using liquid-crystal thermography

秋野 詔夫; 久保 真治; K.-S.Choi*

Proc. of ASME Fluid Engineering Division Summer Meeting 1996 (FED-Vol. 239), 4, p.439 - 445, 1996/00

本論文は、伝熱面上の熱流束分布をリアルタイムで可視化観察する新しい方法を考案し、応用した結果について述べるものである。本方法の原理は、等温伝熱面の上に薄い熱抵抗層を設け、そこを流過する熱流束に比例する小さな温度差を生じさせ、その分布を温度分解能が良い感温液晶膜によって色彩分布に変換して可視化観察するところにある。まず、乱流強制対流伝熱現象に応用し、水流によって生じる乱流構造に対応すると考えられる壁面熱流束の動的分布を観察した。熱伝導解析を行い本実験では中程度の流束まで追従性が有ることを明らかにした。さらに、ベナール対流によって、これまでリアルタイムで観察されたことがなかった熱流束分布の可視化に成功した。