気液界面の不安定性に及ぼす乱流モデルの影響

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定; 秋本 肇

第22回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.85 - 88, 2003/06

自由表面を有する流れは、大気と接する海洋,河川,湖沼のような自然界ばかりでなく、化学プラントや原子力機器などの工学の分野にも広く存在する。自由表面は移動境界であると同時にその存在が表面近傍の乱流構造を変化させるため、運動量輸送や熱物質輸送に大きな影響を与える。特に、乱れエネルギーの散逸がその発生率より大きくなる界面近傍の乱流構造は現在も不明な点が多い。原子炉燃料棒表面に見られる液膜流も自由表面流の一つである。著者らはすでに、燃料棒表面に設置されるスペーサリブ等の微小突起が液膜流に及ぼす影響を数値的に調べ、気液界面に発生する大きなせん断力によって流体中に乱れが形成され、これにより界面形状の不安定性が促進されることを明らかにした。本報では、この界面不安定現象を4種類の乱流モデル(標準型k-,改良型k-,レイノルズ応力及びラージエディシミュレーション)を使って予測し、界面挙動に及ぼす乱流モデルの影響を比較した。各モデルによる予測結果で最も大きな違いは、突起後方に形成される循環流の様相と強い乱れによって液膜から生成される液滴挙動の2つであり、特に後者はLESの結果に顕著であった。今後は、実験を行って検証データを取得するとともに界面挙動を高精度で予測できる乱流モデルの開発を行う考えである。

TRAC-PF1コードによるICE事象解析

小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇

JAERI-Research 99-075, p.95 - 0, 2000/01

JAERI-Research-99-075.pdf:4.62MB

核融合実験炉における熱流動に関連する異常事象としては、真空容器内冷却材侵入事象(ICE: Ingress-of-Coolant Event)と真空境界破断事象(LOVA: Loss-of-Vacuum Event)が考えられる。これらICE及びLOVA事象下における熱流動特性を定量的に評価するためにICE/LOVA統合試験装置が計画されている。本研究は、ICE/LOVA統合試験装置の建設前に、ICE事象下における伝熱流動特性を軽水炉の熱流動安全性評価解析のために開発されたTRAC-PF1コードを使って数値予測した。

Numerical prediction of turbulent heat transfer characteristics of a fuel rod with very small square ribs for high temperature gas-cooled reactors

高瀬 和之; 秋野 詔夫

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.535 - 540, 1995/00

ピン・イン・ブロック型炉心構造であるHTTRの場合、冷却材であるヘリウムガスは燃料棒と燃料チャンネルとで構成される環状流路を下降しながら、燃料棒によって最高950Cの出口温度にまで加熱される。この際、燃料温度は1200C以上の高温となるため、将来の高出力密度炉心では設計余裕(燃料使用最高温度との差)を十分に確保できない。そこで、燃料温度を現状よりも低下させるための一手段として、対流伝熱促進を期待した粗面燃料棒による伝熱流動実験が行われ、その熱流動特性が調べられた。本研究はこの実験結果をもとに、矩形突起付き環状流路内の熱流動解析を行って熱伝達率の数値予測の妥当性を評価したものであり、本成果は高温ガス炉用高性能燃料棒の開発や原子力熱エネルギー輸送機器の高効率化等に利用できるものである。