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高瀬 和之; 吉田 啓之; 秋本 肇; 小瀬 裕男*
日本混相流学会年会講演会2005講演論文集, p.231 - 232, 2005/08
日本原子力研究所では、シミュレーションを主体とした先進的な炉心熱設計手法を確立し、効率的な新型炉開発を図ることを目的として、気液界面構造を詳細にとらえることができる新しい二相流直接解析手法の開発を行っている。地球シミュレータ等のスパコンを利用した大規模シミュレーションによって、原子炉燃料集合体内の水-蒸気二相流の3次元分布を従来手法よりも詳細に予測できることを一連の解析結果から明らかにした。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 秋本 肇; 青木 尊之*
可視化情報学会誌, 25(Suppl.1), p.435 - 436, 2005/07
著者らは過渡的な界面構造を正確にとらえることができる界面追跡法を利用した二相流解析コードの開発を行っている。本報では革新的水冷却炉の炉心燃料チャンネルを流れる水-蒸気系気泡流を対象にして行った大規模シミュレーションの結果を可視的に検討した結果について述べる。具体的には、燃料チャンネルを模擬した一辺2mmの正方断面を有する矩形ダクト内に500個以上のマイクロバブルが存在する場合の気泡流解析を行い、微細な気泡は下流へと移行しながら合体し、次第に大きな気泡が形成される。その結果、気泡の合体により気液界面が大きく変形し、それに伴って発生する気泡周囲の流体の複雑な速度分布が気泡の合体をより促進させている、ことを明らかにした。
高瀬 和之
日本機械学会流体工学部門ニューズレター流れ(インターネット), 6 Pages, 2005/04
大規模シミュレーションを利用した先進的原子炉熱設計手法に関する研究を行っている。本研究の目的は、従来熱設計手法のように二相流解析を特徴づける実験式や経験式を極力用いることなく、シミュレーションを主体とした新しい熱設計手法を確立することであり、従来手法と組合せることによって予測精度向上を実現することである。そのために、著者が所属する研究グループでは、二相流直接解析コードの開発,二相流計算の高速化,可視化表示法の高度化,実験による検証データの取得,3次元熱流動計測技術の開発などを行っている。本報では、地球シミュレータを利用した大規模シミュレーションによって原子炉燃料集合体内の3次元水-蒸気二相流分布を、従来手法よりも詳細に予測できることを一連の解析結果から明らかにした。今後も二相流データベースとの予測精度評価を行いながら、シミュレーションを主体とした先進的炉心熱設計手法の確立を目指して研究を展開したい。
小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 吉田 啓之
Proceedings of 1st International Forum on Heat Transfer (IFHT 2004), p.199 - 200, 2004/11
著者らは稠密燃料集合体内の二相琉挙動の詳細を大規模シミュレーションによって明らかにする研究を行っている。本報では二相流挙動の内の気泡流を対象にして行った大規模シミュレーションの結果を示す。解析条件は次のとおりである。正方形断面を有する3次元鉛直流路内を常温,常圧の水が流れる。初期条件として約600個の微小気泡を流路内に発生させた。境界条件は、流路入口での水の流速は0.5m/s一定、流路出口は一様流出、流路壁面は80
C一定、全ての壁で流速は0とした。パラメータは、気泡径,正方形断面の寸法及び流路長さで、それぞれ0.2-2mm, 1-10mm, 25-250mmの範囲で変化させた。一連の解析の結果、一辺が10mm以下の正方形3次元流路内を移行する大規模気泡群の合体と分裂に関するメカニズム,合体・分裂挙動に及ぼす加熱壁面の影響,合体気泡の成長挙動などについて有益な知見が得られた。
小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 叶野 琢磨; 呉田 昌俊; 秋本 肇
第41回日本伝熱シンポジウム講演論文集, 2 Pages, 2004/05
原研が開発を進めている低減速軽水炉を対象として、稠密燃料集合体内の二相流挙動を直接解析によって予測する研究を、地球シミュレータによる大規模シミュレーションによって行っている。本研究では、熱の影響がない非加熱等温流条件に対して、低減速軽水炉の炉心条件をもとに燃料集合体入口の流速やボイド率を変えて一連の解析を実施し、次の傾向の予測に成功した。(1)燃料棒表面が薄厚の液膜で覆われる,(2)燃料棒間隔が狭い領域で液膜の架橋現象が起こる,(3)蒸気は燃料棒間隔が広い三角ピッチ中心部をストリーク状に流れる。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*
日本機械学会2003年度年次大会講演論文集, Vol.6, p.205 - 206, 2003/00
軽水炉の燃料集合体内には燃料棒やスペーサが設置され、それらの後流では乱れの促進が考えられる。特に、液膜流時には気相と液相の相対速度に依存して気液界面に発生するせん断力によって液膜中に大きな乱れが形成され、その結果、界面形状が不安定になることが理論的,実験的に明らかになっている。このような界面不安定現象を考慮して、原子炉熱設計に液膜の平均厚さ,熱伝導率等を反映させるためには、液膜内部の流動状態を正確に把握する必要がある。そこで、本研究では、低減速軽水炉で想定される突起付狭隘流路内の液膜流を対象として、改良VOF法と乱流モデルを組合せた二相流解析を行い、突起後流に発生する渦が液膜流に及ぼす影響を数値的に調べた。使用した乱流モデルは、2方程式k-
モデル,レイノルズ応力モデル及びラージエディシミュレーションである。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乱れによって液膜から生成される液滴挙動の2つであった。特に、後者はラージエディシミュレーションの結果に顕著であった。今後は、二相流直接解析への適用を目的として界面挙動を高精度で予測できる二相乱流モデルの開発を行う考えである。また、実験による検証データの取得を併せて実施する考えである。
小瀬 裕男*; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之; 高瀬 和之; 功刀 資彰*
日本機械学会山梨講演会講演論文集(020-4), p.51 - 52, 2002/00
多相流解析には、従来からVOF法が広く使われているが、VOF法は時間進行とともに気液界面がぼやけてしまうことが指摘されている。その点、移流項の離散化を工夫して気液界面のぼやけを防ぐ界面追跡法が有利である。本研究では、原子炉サプレッションタンク内の蒸気凝縮時の気泡界面の振る舞い,ボイド率分布等を定量的に明らかにするために、凝縮解析に界面追跡法を適用し、二相流の直接数値シミュレーションを実施した。水-蒸気間の相変化は、計算セルごとの液相率の変化に応じて潜熱相当分の熱量を加減することによってモデル化した。円管及び多孔管を用いた蒸気凝縮モデル実験で得た凝縮気泡の熱流動挙動の傾向を、本研究で提案した界面追跡法と相変化モデルを組み合わせた二相流解析手法を使って高い精度で予測できることを証明した。
栗原 良一; 安島 俊夫*; 植田 脩三; 関 泰
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(7), p.571 - 576, 2001/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原研では、核融合炉の冷却材侵入事象(ICE)予備実験結果をもとに、軽水炉で開発されたTRAC-BF1コードをICE事象用に改良して検証を行ってきた。本論文は、ITER実機の3次元モデルを、改良したTRAC-BF1で解析し、ITER工学設計(EDA)の安全解析標準コードであるMELCOR解析結果と比較した結果等を述べる。TRAC-BF1モデルの真空容器内初期温度、注入水の質量流量等をMELCOR解析と同一にして計算した結果、TRAC-BF1で求めた最大圧力はMELCORよりも約0.04MPa高くなったが、ITERの真空容器設計耐圧0.5MPaの範囲内であることを確認した。また、3次元解析から、0.6m
の破断口は周方向4分割の内1箇所に集中させて水を注入したが、周方向4箇所にセットしたRupture Discの開口時間の差は最大3msecであり、圧力上昇挙動に影響しないことがわかった。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
日本機械学会関西支部第75期定時総会講演会講演論文集, p.13_11 - 13_12, 2000/00
核融合炉で真空容器内冷却材侵入事象ICE(Ingress-of-Coolant Event)及び真空境界破断事象LOVA(Loss-of-VAcuum event)が起こった場合の熱流動挙動を数値解析的に調べ、熱流動安全性に関する予測精度の向上を図った。ICE事象解析ではTRAC-PF1コードを使って国際熱核融合実験炉(ITER-FDR)の二相流解析を行い、侵入水量と圧力上昇速度の関係及びサプレッションタンクの凝縮特性と圧力上昇抑制効果の関係を明らかにした。LOVA事象解析では固気混相流解析を行って真空破断時の核融合炉内の放射化ダストの飛散挙動を解析し、破断位置と外部に放出されるダスト量の関係を初めて定量的に評価した。
渡辺 正; 平野 雅司; 田辺 文也*
JAERI-M 89-101, 20 Pages, 1989/08
過渡二相流解析の安定性に及ぼす付加質量項の効果を検討した。付加質量項として座標交換に対して不変となる形式のものを採用した。付加質量係数は、微小で高周波の変動に対する基礎方程式の安定性の条件から決定した。項中のパラメータは、二相流中の音速の理論値と実験値が一致するように決定した。数値計算例として、一次元の気液置換問題をMINCSコードを用いて解析した。数値解法に対する安定性解析も行った。その結果、付加質量係数が微分方程式の安定条件を満足している限り、安定な数値解が得られることが明らかとなった。
小野 綾子; 吉田 啓之; 鈴木 貴行*
no journal, ,
液膜蒸発モデルに基づいた限界熱流束予測手法の開発において必要な伝熱面ごく近傍の気泡の挙動や気泡同士の接合の現象について、詳細二相流解析コードTPFITによる発泡、気泡生長および接合をシミュレーションすることで知見を得る。本発表では、高圧域での沸騰現象の理解のために、圧力をパラメタとした解析結果に基づいて、気泡の挙動に圧力が与える影響について報告する。
4模擬燃料集合体内二相流動解析小野 綾子; 永武 拓; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
no journal, ,
軽水炉燃料の最適設計及び安全性評価では、機構論的限界熱流束(Critical Heat Flux: CHF)予測評価手法の確立が望まれる。原子力機構では、機構論的CHF予測に必要となる燃料集合体内の沸騰気泡流動挙動を予測するための詳細二相流解析手法の構築を目指している。本研究では、詳細二相流解析コードTPFITを用いたバンドル内二相流挙動に関する解析手法を整備するために、原子力機構で実施している44バンドル内の気泡流を対象とした数値解析を実施した。TPFITをバンドル内気泡流挙動のシミュレーションに適用できることを確認した。
4バンドル内における詳細二相流動解析小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、過渡事象における詳細な炉内出力分布の予測を行うことにより燃料設計最適化や安全性向上を図ることを目的とし、3次元詳細核熱カップリングコードの開発に着手している。その中で、熱流動評価を行うコードの候補の一つとしてVOF法に基づいた詳細熱流動解析コードJUPITERを炉内二相流挙動解析のために適用することを検討している。本研究では、スペーサグリッド付きの44バンドルにおいて、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて二相流動の解析を実施し、スペーサが引き起こす複雑な流動挙動が再現性について既往研究をもとに検討する他、同体系の二相流挙動について解析を試みた結果について報告する。
伊藤 諒*; 前村 庸之*; 松井 裕哉; 尾崎 裕介; 望月 陽人; 郷家 光男*; 沖原 光信*; 戸栗 智仁*
no journal, ,
本報では、高レベル放射性廃棄物の地層処分における回収可能性の維持に伴う影響評価手法の構築のため実施してきた、幌延を事例とした坑道周辺部の地質環境の長期変化に関する解析評価のうち、水理学的長期変化解析について報告する。
