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論文

Axial flow characteristics of bubbly flow in a vertical large-diameter square duct

Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2017/09

4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形ダクト内における上向き気泡流の実験的研究を行った。流れ方向3断面における局所界面積濃度、3次元気泡速度ベクトルと気泡径等を計測した。取得したボイド率、局所界面積濃度、3次元気泡速度ベクトルと気泡径等により、流れの挙動に関する有益な情報を提供できるだけでなく、界面積濃度輸送方程式内のソースとシンク項の機構論的モデルの高度化にとって重要なデータベースとなる。

論文

Gas-liquid bubbly flow structure in a vertical large-diameter square duct

Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Progress in Nuclear Energy, 89, p.140 - 158, 2016/05

 被引用回数:9 パーセンタイル:21.82(Nuclear Science & Technology)

4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形管内の上昇気液二相流の局所構造を計測した。球形と非球形気泡を区別する4センサープローブの計測手法を適用し、局所3次元気泡速度ベクトル、気泡径と界面積濃度を計測した。液相流量が低い時と高い時、局所ボイド率と界面積濃度はそれぞれ中心ピークと壁ピークの分布を示した。断面内における横方向気泡速度は、断面の対称的な8分の1三角領域内を循環する2次流れの存在を示し、その大きさは液相速度の上昇とともに増加した。本データに対して、既存ドリフトフラックスモデルや界面積濃度の相関式の比較を行い、適応性を検証した。

論文

A Large-scale numerical simulation of bubbly and liquid film flows in narrow fuel channels

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Proceedings of 2005 ASME International Mechanical Engineering Congress and Exposition (CD-ROM), 8 Pages, 2005/11

サブチャンネル解析コードに代表される従来の炉心熱設計手法に、スパコン性能の極限を追求したシミュレーションを主体とする先進的な熱設計手法を組合せることによって、効率的な革新的水冷却炉開発の可能性について研究している。今回は、隣り合う燃料棒の間隔が1.0mmと1.3mmの2種類の稠密炉心を対象にして大規模な二相流シミュレーションを行い、燃料棒まわりに形成される複雑な水と蒸気の3次元分布の詳細予測に成功した。一連の成果を基に、より高性能な稠密炉心の仕様緒元をシミュレーションによって探索できる高い見通しが得られた。

論文

微小流路内大規模気泡流構造に関する数値予測

高瀬 和之; 吉田 啓之; 秋本 肇; 小瀬 裕男*; 青木 尊之*

日本機械学会2005年度年次大会講演論文集, Vol.7, p.17 - 18, 2005/09

原子炉燃料集合体内のサブチャンネル間を大量の気泡が合体,分裂を繰り返しながら下流へと移行する挙動を調べた。サブチャンネルの代表長さは2mm程度であり、このサイズで大規模な気泡流の挙動を実験的に把握することは容易ではないため、数値解析を行った。大規模気泡流に関する一連の解析結果をもとに、狭隘流路を流れる気泡の合体分裂メカニズムについて有益な知見が得られた。

論文

狭隘流路内の大規模気泡流挙動に関する数値シミュレーション

高瀬 和之; 吉田 啓之; 玉井 秀定; 小瀬 裕男*

日本機械学会2004年度年次大会講演論文集, Vol.2 (No.04-1), p.251 - 252, 2004/09

著者らは過渡的な界面構造を直接とらえることができる界面追跡法を利用した二相流直接解析コードの開発を行っている。本報では気泡流や液膜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。一連の解析の結果、(1)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,(2)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、ことが明らかになるとともに、原子炉燃料集合体内狭隘流路を対象にして大量の気泡の合体と分裂のメカニズムについて有益な知見が得られた。

論文

Model development for bubble turbulent diffusion and bubble diameter in large vertical pipes

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。

論文

Verification of models for bubble turbulent diffusion and bubble diameter in multi-dimensional two-fluid model

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。

論文

円柱周りの気液二相流流動構造の数値解析

大貫 晃; 赤松 幹夫*; 秋本 肇

日本混相流学会第5回オーガナイズド混相流フォーラム報文集, p.87 - 92, 2001/09

計算資源の拡大に伴い、燃料集合体のような複雑形状での気液二相流解析を多次元で行うことが期待されるようになってきた。日本原子力研究所では形状効果を解析するため、三次元二流体モデルをベースとする数値解析手法を開発している。本研究では二流体モデルコードACE-3Dに一般曲線座標系解析機能を導入し、水平に置かれた円柱周りの空気-水二相流を解析した。実験で見られた円柱後流の渦への気相の集中、渦強度の時間的な変動が計算され、両現象が気泡に働く抗力、並びに圧力場に影響された気泡の慣性との相対的な関係に依存することを明らかにした。

論文

Numerical simulation of bubbly two-phase flow using the lattice Boltzmann method

渡辺 正; 海老原 健一

Proceedings of 4th International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications (SNA 2000) (CD-ROM), 10 Pages, 2000/09

原子力分野における基本的な混相流現象の一つとして、気泡二相流の数値シミュレーションを、二成分二相格子ボルツマン法により行った。3次元の定常な流れ場を形成するために、入口及び出口境界条件の設定方法を提案した。二相流の体積率は相間の界面積について、空間分布と時間変化を測定し、安定な気泡二相流の流れ場が得られることを確認した。また、入口体積率を変化させることにより、流動様式が気泡流からスラグ流へ変化することが示された。

論文

Experimental study on transition of flow pattern and phase distribution in upward air-water two-phase flow along a large vertical pipe

大貫 晃; 秋本 肇

International Journal of Multiphase Flow, 26(3), p.367 - 386, 2000/03

 被引用回数:104 パーセンタイル:4.37

気液二相流の流路スケール依存性を調べるため、大口径垂直管(内径D:0.2m,流路長さと内径の比L/D:61.5)内空気/水上昇二相流における流動様式及び相分布の遷移特性を実験的に検討した。壁面ピーク相分布に及ぼす流路スケール効果を同一気泡径での小口径管のデータとの比較により議論した。気泡の合体が開始する流量条件は小口径管に対するものとほぼ一致したが、差圧分布から判断されたL/D=20程度の助走域では大きな合体泡の生成は観察されず、L/D$$>$$20で大気泡が生じた。小口径管でスラグ流が実現する領域では大口径管では乱れの大きいチャーン流が支配的であった。相分布の遷移は流動様式の遷移と対応し、合体泡が相分布に影響する点は小口径管と同様であったが、水の見かけ流速が低下した場合に小口径管では見られない気泡クラスターを含む大きな渦の充満する気泡流となり、小口径管では壁面ピークとなる流量でもコアピークの分布となった。大口径管での壁面ピーク相分布の壁面ピークの高さが小口径管の場合より低くなる理由として、大口径管での径方向水流速速度勾配が低く、気泡が誘起する乱流変動が大きいためであることがわかった。

論文

垂直管内気泡流相分布の流路スケール効果に関する実験的研究

大貫 晃; 清宮 正人*; 秋本 肇

混相流シンポジウム'98講演論文集, p.221 - 222, 1998/00

本報では、気液二相流の詳細な多次元流動モデルの確立を目指す研究の一環として、気泡流相分布に及ぼす流路スケール効果を実験的に調べた。内径20cmの大口径垂直管における相分布及び気泡径を測定すると共に、水及び気泡の各流速分布を測定し、Liuらの小口径管(内径3.8cm)データとの比較から流路スケール効果を検討した。検討の結果、大口径管での径方向液流速勾配が小口径管より低いこと、及び気泡が誘起する液相乱流エネルギーの高いことが大口径管での相分布が小口径管より平坦となる理由として考えられた。

論文

Prediction of phase distribution under bubbly flow in a large vertical pipe by multidimensional two-fluid model

大貫 晃; 秋本 肇

Proc. of 3rd Int. Conf. on Multiphase Flow (ICMF'98), p.1 - 6, 1998/00

将来型原子炉システムの設計に最適化するには、その解析ツールの妥当性を検定する必要がある。本研究ではこの検定を多次元二流体モデルによる詳細解析で行うことを想定し、そこで必要となる揚力モデル及び乱流拡散モデルの流路スケールに対する適用性の評価を行った。小口径管のデータベースとしてはLiuらのもの(内径約4cm)を用い、大口径管は筆者らが新たに取得したもの(内径20cm)を用いた。気泡径がほぼ等しい状態での気泡流データを筆者らが開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dで解析した。解析の結果、乱流拡散モデルに問題のあることが分かり、気泡径と流路スケールの相対関係に依存する新たなモデルを提案した。

論文

Developed flow pattern and phase distribution under gas-liquid two-phase flow in a large vertical pipe and prediction of phase distribution by multidimensional two-fluid model

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。

論文

Prediction of developing bubbly flow along a large vertical pipe by multidimensional two-fluid model; Development of multidimensional two-fluid model code and analysis under a low velocity

大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇

Proceedings of Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics, 0, p.75 - 82, 1996/00

受動的安全炉の設計に使用する高精度の解析ツールを開発するため、その第一段階として、二相$$kappa$$-$$varepsilon$$乱流モデルを含む多次元二流体モデルコードを開発し、低流速下での助走域内の大口径垂直管(内径0.48m)内気泡流に対する既存構成式の適用性を調べた。その結果、壁面から流路中央へ向かう揚力を生み出す揚力モデルにより大口径管内助走域での気泡流はほぼ予測できることがわかった。ただし、助走域での相分布の軸方向変化を乱流拡散モデルの単一の実験定数で統一的に精度良く予測できることは困難であった。今後、より広範な流量条件下で適用性を検討する必要がある。

論文

Application of electromagnetic velocity meter for measuring liquid velocity distribution in air-water two-phase flow along a large vertical pipe

大貫 晃; 秋本 肇

Proc. of ASME Heat Transfer and Fluids Engineering Divisions (HTD-Vol. 321,FED-Vol. 233), 0, p.473 - 478, 1995/00

大口径垂直管(内径0.48m)内空気-水二相流の流れの構造を調べるため、電磁流速計による液流速分布の測定を行った。最初に空気-水二相流下での電磁流速計の測定精度をチェックし、気泡粒での約2m/sまでの局所液流速を$$pm$$10%の精度で測定できることを確認した。次に大口径垂直管内の局所液流速の半径方向分布の測定に適用し、次の結果を得た。(1)空気流量が増加するにつれて、流路中心での軸方向液流速は高くなり、壁近傍での液の流れは下降流となり、液流速変動の非等方性の程度は大きくなる。(2)テスト部下端から1m程度の高さまでは流れは未発達であり、それ以上の高さでは軸方向液流速の分布形及び値はほぼ同一となり、発達した流れと考えられる。

論文

Flow pattern and its transition in gas-liquid two-phase flow along a large vertical pipe

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$$_{g}$$:0.02-0.87m/s、見かけの水流速J$$_{l}$$: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$$_{l}$$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$$_{l}$$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。

報告書

原子炉燃料体におけるボイド率および圧力損失

山崎 弥三郎; 岡崎 元昭; 新妻 泰

JAERI-M 82-014, 62 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-014.pdf:2.27MB

ATR及びJPDR-IIの模擬燃料体についてFAT-1ループを用いてボイド率及び圧力損失を空気-水系について測定した。実験範囲は水流量60t/hまで、系圧力3.5kg/cm$$^{2}$$ボイド率10~50%である。ボイド率は燃料体全体の平均値を、圧力損失は直管部・スペーサー部・ベース部・タイプレート部にわけて測定した。ボイド率($$alpha$$)と気体体積流量率($$beta$$)との比はATR(二次設計)で0.95、JPDR-IIでは0.7となった。直管部の摩擦圧力損失は$$beta$$の函数として示した。円管に関する二相流の知見から原子炉運転圧力における全圧力損失の推算方法を示した。全圧力損失の約1/2は直管部以外の損失が占める。流動状態観察の結果、両燃料体とも流路全体として全範囲に亘り気泡流が卓越している。

論文

Characteristics of countercurrent gas-liquid two-phase flow in vertical tubes

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:36 パーセンタイル:5.74(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。

口頭

Numerical simulation of bubble behavior in PWR rod bundle by interface tracking method

吉田 啓之; 小野 綾子

no journal, , 

Critical heat flux (CHF) is one of key parameter to design a fuel bundle of nuclear reactors. Currently, CHF is evaluated based on experimental database performed by large scale test facilities. It is difficult to perform experiments by large scale test facility, because of requirement of huge cost and long time. Therefore, the design of new fuel bundle is difficult, and this is one of important issues related to thermal-hydraulics of nuclear reactors. To resolve this issue, it is considered that the CFD is one of the important tools. If we can simulate thermal-hydraulic phenomena in detail, CHF may be evaluated based on simulated phenomena. However, performing numerical simulation of thermal-hydraulic phenomena in detail is difficult, because absence of physical model related to CHF and numerical simulation method to perform two-phase flow simulations in rod bundles. In JAEA, we started a research project to construct an evaluation method of CHF based on the multiphase CFD technique. In the first step of this project, we performed numerical simulations of bubble behavior in PWR rod bundles by using TPFIT. TPFIT is a numerical simulation code based on an interface tracking method developed in JAEA. In this numerical simulation, we performed single phase flow simulations in PWR rod bundles by using STAR-CCM$$_{+}$$. These results were used as an inlet boundary condition of numerical simulation of bubble behavior in the PWR rod bundle. In the numerical simulations of STAR-CCM$$_{+}$$, existences of grid spacer and vane were calculation parameters. In the results, numerical simulation of bubbly flow in PWR rod bundle under high pressure and temperature conditions. It is confirmed that the bubbly flow behavior is affected by the existence of spacer grid.

口頭

界面追跡法に基づく数値シミュレーションによるPWR燃料集合体内気泡挙動の評価

吉田 啓之; 小野 綾子; 岡野 匡哲*; 牧野 泰*

no journal, , 

原子力機構では、原子炉熱設計において、多くの費用と時間を必要とする大型試験への依存性を低下させるとともに、多様な条件での原子炉内熱流動挙動の評価を可能とするため、界面追跡法に基づく原子炉内の二相流解析手法の開発・検証を実施している。これまでに様々な条件の二相流に開発した手法の適用を計ったが、実機圧力条件、特にPWR運転条件への適用は行われていない。本研究では、開発した解析手法の課題を抽出するとともに、PWRにおける限界熱流束に影響することが考えられる気泡挙動の評価を目的として、PWR燃料集合体内の気泡挙動の解析を実施した。解析においては、必要な空間解像度と解析精度を確保した上で効率的な計算を実施するため、STAR-CCM+による単相流解析を気泡流解析の境界条件として用いた。スペーサベーンの有無をパラメータとして解析を行った結果、スペーサベーンが存在する場合、有意な水平断面内の流れ発生することにより密度の小さい気相がサブチャンネル中心部に集まり、分布が変化するのみならず、気泡径が大きくなることを確認した。

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