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論文

Development of evaluation method for aerosol particle deposition in a reactor building based on CFD

堀口 直樹; 宮原 直哉; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之; 逢坂 正彦

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

軽水炉の安全性向上に必要なシビアアクシデント時の現実的なソースターム評価に資するため、原子炉建屋内部構造物へのエアロゾル状核分裂生成物(FP)沈着量の評価手法を開発している。本稿では、本評価手法のベースとなるCFDツールを開発し、代表的な建屋及び流動条件を想定した予備解析によって性能を確認した結果について報告する。予備解析の結果、原子炉建屋内のエアロゾル粒子の挙動は流動場に大きく影響されることが分かり、熱流動の詳細な取り扱いが可能な本CFDツールの有効性を確認した。また、原子炉建屋の除染係数は4$$sim$$14となり、粒径増加に伴い除染係数も増加した。この傾向は、粒子の運動方程式から予測される傾向と整合することから、本CFDツールの有用性を確認した。

論文

In-vessel thermal-hydraulics analyses of the ASTRID-600MWe reactor with STAR-CCM+ code to supply boundary conditions for mechanical evaluation

小野田 雄一; 近澤 佳隆; 中村 博紀*; Barbier, D.*; Dirat, J.-F.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

仏実証炉ASTRIDは、その炉寿命として60年を目標としている。これを達成するための予備的設計評価を通じて、交換不可能な原子炉容器内機器への熱負荷に対する構造健全性に関する技術課題が明らかとなってきた。そのような機器の一つが、原子炉容器内の一次冷却材高温槽と低温槽とを区分している内容器である。この内容器の寿命を、フランスの構造規格であるRCCMrXに沿って評価する必要があるが、このためには構造健全性の観点から最も不利な条件となる熱流動過渡を同定する必要がある。この過渡の候補としてScram(通常の緊急炉停止)とLoss of grid(外部電源喪失)を選定し、原子炉容器内の3次元熱流動解析を実施して、最も不利な過渡条件の同定を試みた。その結果、Loss of gridの場合、流量の低下によって原子炉容器内冷却材の温度成層化が顕著となり、内容器板厚内の温度分布が通常運転時と逆転する結果となった。この結果は構造物に対する熱負荷の観点からはより厳しいものとなる。この論文では、熱流動過渡条件下における内容器の温度変化を詳細に解析した結果を示した。次の段階では、ここで得られたデータを用いて、内容器構造の寿命期間中における構造健全性を評価する。

論文

回転円筒型液液抽出装置内における流動・分散・物質移動シミュレーション

佐野 雄一; 坂本 淳志; 竹内 正行; 三角 隆太*; 國井 佳奈子*; 轟 慧*; 仁志 和彦*; 上ノ山 周*

化学工学論文集, 44(6), p.335 - 340, 2018/11

高い処理能力や相分離能力などの特徴を有する回転円筒型液液抽出装置に関して、装置の性能向上を目指す上で重要となる装置内部での流動・分散特性について、装置の運転条件の違いが及ぼす影響やこれによる抽出性能の変化について知見を得ることを目的に、乱流数値モデルにもとづいた解析を実施するとともに、実験結果との比較を行った。ロータ回転数の増加や供給液流量の低下により、アニュラー部における液相の存在領域が上下に分断される傾向が示されるとともに、いずれの条件においてもアニュラー下部においてはロータ中心部に向かう流れの形成が確認された。分散相の液滴径は、ロータ回転数の増加および供給液流量の低下により減少する傾向が認められた。以上の結果は、実験により得られた傾向と一致した。さらに、水相/有機相間の物質移動を考慮した解析により、ロータ回転数の違いによる抽出性能の変化が概ね再現できることを確認した。

論文

Computational fluid dynamics analysis for hydrogen deflagration tests at ENACCEF2 facility

Trianti, N.; 佐藤 允俊*; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11

Simulation techniques have been developed to analyze the deflagration behavior of hydrogen generated during a hypothetical severe accident in nuclear power plants. The CFD analysis was carried out on the hydrogen deflagration experiment performed at the ENACCEF2 facility composed mainly of a vertical cylindrical tube filled with hydrogen-air mixture and nine annular obstacles were placed in the lower part of the tube. The simulation was carried out by the reactingFoam solver of OpenFOAM 3.0, an open source software for the CFD analysis. The RNG (Renormalization group) k-$$varepsilon$$ model was applied for turbulent flow. The interaction of the chemical reaction with the turbulent flow was considered using PaSR (Partial Stirred Reactor) model with 19 elementary reactions for the hydrogen combustion. The analysis result showed the characteristic of flame acceleration by the obstacle region was qualitatively reproduced even though has discrepancy with the experiment.

論文

Communication Reduced Multi-time-step Algorithm for Real-time Wind Simulation on GPU-based Supercomputers

小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; Yussuf, A.*; 下川辺 隆史*

Proceedings of 9th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Systems (ScalA 2018) (Internet), p.9 - 16, 2018/11

計算の高速化に向けて適合細分化格子(AMR)法を適用した格子ボルツマン法(LBM)に対して、通信削減マルチタイムステップ法(CRMT)を提案した。本手法はテンポラルブロッキング法に基づく定式化を行うことで、GPU計算で大きなボトルネックとなる通信回数の削減が可能となる。東京工業大学のTSUBAMEおよび東京大学のReedbushスーパーコンピュータにて性能測定を実施した結果、通信コストが64%に削減され、200GPUまでの弱および強スケーリング結果が改善された。以上の高速化により、2km四方の計算領域に対して1m解像度の風速5msの実時間解析が可能であることが示された。

論文

Communication avoiding multigrid preconditioned conjugate gradient method for extreme scale multiphase CFD simulations

井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; 山下 晋; 小野寺 直幸; 山田 進; 今村 俊幸*

Proceedings of 9th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Systems (ScalA 2018) (Internet), p.17 - 24, 2018/11

多相流体CFDコードJUPITERの圧力ポアソン方程式に省通信マルチグリッド前処理付共役勾配(CAMGCG)法を適用し、省通信クリロフ部分空間法と計算性能と収束特性を比較した。JUPITERコードにおいてCAMGCGソルバ問題サイズによらずロバーストな収束特性を有し、通信削減と収束特性向上を両立することから、通信削減のみを実現する省通信クリロフ部分空間法に対する優位性が高い。CAMGCGソルバを$$sim 900$$億自由度の大規模多相流体CFDシミュレーションに適用して反復回数を前処理付CG法の$$sim 1/800$$に削減し、Oakforest-PACSにおける8,000ノードまでの良好な強スケーリングとCG法の$$sim 11.6$$倍の性能向上を達成した。

論文

Stratification break-up by a diffuse buoyant jet; A CFD benchmark exercise

Studer, E.*; 安部 諭; Andreani, M.*; Bharj, J. S.*; Gera, B.*; Ishay, L.*; Kelm, S.*; Kim, J.*; Lu, Y.*; Paliwal, P.*; et al.

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 16 Pages, 2018/10

Nuclear engineering research groups were interested in the phenomena of the interaction between a rising jet and a stratified layer located above in order to better understand the underlying mechanisms of hydrogen accumulation and dispersion in a nuclear reactor containment. Previous studies were performed with an upward jet of fluid heavier or lighter than the upper stratified layer. However, in real configurations i.e. the inner part of a nuclear containment, obstacles such as pipes, components as pumps or reservoirs and walls are present, and they can dissipate the initial momentum of the gas release. Consequently, the upward flow pattern can be considered "diffuse" and buoyant, neither pure jet nor pure plume. Therefore, this challenging issue was part of a project called HYMERES, which was launched and conducted in the OECD/NEA framework. Dedicated experiments were performed to study the interaction between a diffuse buoyant jet and two-layer stratification. In the large-scale MISTRA facility, the HM1-1 test series were conducted in which the erosive flow pattern came from a horizontal hot air jet impinging on a vertical cylinder. These experimental results were offered for a blind and open benchmark exercise.

論文

Fluid dynamic analysis on hydrogen deflagration in vertical flow channel with annular obstacles

松本 俊慶; 佐藤 允俊; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07

Hydrogen combustion including deflagration and detonation could become a significant threat to the integrity of containment vessel or reactor building in a severe accident of nuclear power stations. In the present study, numerical analyses were carried out for the ENACCEF No.153 test to develop computational techniques to evaluate the flame acceleration phenomenon during the hydrogen deflagration. This experiment investigated flame propagation in the hydrogen-air premixed gas in a vertical channel with flow obstacles. The reactingFoam solver of the open source CFD code, OpenFOAM, was used for the present analysis. Nineteen elementary chemical reactions were considered for the overall process of the hydrogen combustion. For a turbulent flow, renormalization group (RNG) k-e two-equation model was used in combination with wall functions. Three manners of nodalization were applied and its influences on the flame propagation acceleration were discussed.

論文

Study on optimisation of target head design for the TEF-T LBE spallation target

Wan, T.; 大林 寛生; 佐々 敏信

NEA/CSNI/R(2017)2 (Internet), p.117 - 127, 2017/06

JAEA has proposed an Accelerator Driven System (ADS) for nuclear transmutation. To realize the future ADS, the ADS Target Test Facility (TEF-T) will be constructed under the framework of J-PARC. In TEF-T, pulsed proton beams will bombard a Lead-bismuth eutectic (LBE) spallation target to produce neutrons. To design the target, the verification of target structural integrity is the primary task. For this purpose, firstly, cavitation damage caused by the negative pressure in LBE is an essential issue needs to be considered. In the present study, the possibility of cavitation damage occurrence caused by pressure waves and turbulent LBE flow was investigated for the TEF-T LBE target through the numerical simulations. Results show that the maximum expansion ratio of cavitation bubble is only 1.2 due to the pressure waves, so that severe cavitation damage will not occur due to the pressure waves; the maximum negative pressure due to the turbulent LBE flow is only -4.5 kPa on a steady-state flow condition, which is too small to drive the growth of bubbles, so neither cavitation damage will occur due to the turbulent LBE flow. Secondly, the LBE flow behavior needs to be investigated because it determines the temperature distribution on the LBE target vessel, which affects the integrity of the target vessel. The CFD analyses have been carried out to study LBE flow pattern. However, some stagnant regions exist in the LBE for the original target design. To solve this problem, the target head was modified to reduce the stagnant region effectively and efficiently. The CFD analyses results showed that the stagnant region has been effectively reduced due to the modification of target head. As a result, thermal-hydraulic and structural analyses results showed that the maximum temperature on the LBE vessel is decreased by 35 degree centigrade, and the maximum thermal stress on the BW has been decreased by approximately 31 MPa. The safety margin of target has been improved.

論文

Influence of mesh non-orthogonality on numerical simulation of buoyant jet flows

石垣 将宏; 安部 諭; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 314, p.326 - 337, 2017/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

本研究では浮力が支配的なジェット流れに対するメッシュの非直交性の影響を調査した。解析には三角形要素のメッシュと四角形要素のメッシュを用い、CFDコードOpenFOAMを適用した。非直交性補正を適用しない場合、三角形要素メッシュを用いて解析したジェットでは四角形要素メッシュを用いた場合よりも流れの不安定性が過大評価されることが分かった。一般に非直交補正によりメッシュの非直交性の影響は緩和されるが、計算時間が増大する。そこで、非直交補正を用いずにメッシュの非直交性の影響を緩和するための改良型ソルバを提案した。

論文

Numerical study on modeling of liquid film flow under countercurrent flow limitation in volume of fluid method

渡辺 太郎*; 高田 孝; 山口 彰*

Nuclear Engineering and Design, 313, p.447 - 457, 2017/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Nuclear Science & Technology)

蒸気発生器伝熱管内部における気液対向流制限(CCFL)は、特にPWRにおいてLOCA発生時の炉心冷却に重要な影響を及ぼす。本研究では、VOF法を用いた数値計算においてより低コストでCCFL特性の評価精度を向上させることを目的に、CCFL発生時に見られる液膜流をモデル化しVOF法とのカップリングを行った。開発した手法を用い既存実験を模擬した試験解析を実施し、本手法の適用性を評価すると共に、配管下端において液膜流より滴下した液相が再度気相側にエントレイメントされることによりCCFL特性が大きく変化すること明らかにした。

論文

二重管内強制流動サブクール沸騰限界熱流束の予測

Liu, W.; Podowski, M. Z.*

日本機械学会熱工学コンファレンス2016講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2016/10

強制流動サブクール沸騰は、加圧水型原子炉や核融合炉インバーターなどの高熱流束機器の冷却で表れる。これらの機器の出力は冷却限界、いわゆる限界熱流束(Critical Heat Flux、CHF)に制限される。強制流動サブクール沸騰に対する限界熱流束の予測に関して、基礎研究として円管を対象に多くの研究がなされてきたが、原子炉炉心のような複雑体系における予測技術は確立されていない。これまでに、炉心燃料集合体の簡略体である二重管を研究対象として、液相単相の速度分布計算に二重管用相関式を用いて、円管で検証されたCHF予測手法の妥当性を評価し、その適応性を確認した。しかし、炉心の燃料集合体等の複雑な流路に対して、相関式での対応には限界がある。そこで本研究では、二重管を対象として、汎用CFDコードとliquid sublayer dryoutモデルを組み合わせることで、複雑流路への適用性を向上させた強制流動サブクール沸騰限界熱流束予測手法を検討した。本手法により、二重管内のCHFを$$pm$$20%程度で予測できることを確認した。また、CHFの抗力係数、ボイド率、大気泡厚みに対する感度解析を実施し、抗力係数とボイド率の感度が高いことを確認した。

論文

RANS analyses on erosion behavior of density stratification consisted of helium-air mixture gas by a low momentum vertical buoyant jet in the PANDA test facility, the third international benchmark exercise (IBE-3)

安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 289, p.231 - 239, 2015/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:53.75(Nuclear Science & Technology)

Density stratification in the reactor containment vessel is an important phenomenon on an issue of hydrogen safety. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has started the ROSA-SA project on containment thermal hydraulics. As a part of the activity, we participated in the third international CFD benchmark exercise (IBE-3) focused on density stratification erosion by a vertical buoyant jet in containment vessel. This paper shows our approach for the IBE-3, focusing on the turbulence transport phenomena in eroding the density stratification and introducing modified turbulence models for improvement of the CFD analyses. For this analysis, we modified the CFD code OpenFOAM by using two turbulence models; the Kato and Launder modification to estimate turbulent kinetic energy production around a stagnation point, and the Katsuki model to consider turbulence damping in density stratification. As a result, the modified code predicted well the experimental data. The importance of turbulence transport modeling is also discussed using the calculation results.

論文

A Study on improvement of RANS analysis for erosion of density stratified layer of multicomponent gas by buoyant jet in a containment vessel

安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Journal of Energy and Power Engineering, 9(7), p.599 - 607, 2015/07

格納容器内での多成分ガスで形成される密度成層を精度よく解析することはシビアアクシデントの安全評価の上で重要である。日本原子力研究開発機構は格納容器内熱水力現象調査を目的としてROSA-SAプロジェクトを開始した。このプロジェクトの一環として、我々は浮力ジェットによる密度成層の侵食および崩壊についれ数値流体力学(CFD)解析を実行した。その解析では、既往研究でよく使われているが密度成層の侵食・崩壊を過大予測するRANS解析の改善を試みた。具体的には、低Re型k-$$varepsilon$$モデルをベースとして、ジェットの成層への貫入部分での乱流エネルギーを適切に評価、密度成層内での乱流抑制効果を再現するための改良をほどこした。RANS解析の結果は、計算コストは莫大になるものの精度が高いとされるLES解析と比較をおこなった。その結果、密度成層の侵食・崩壊について、本研究で適用した改良型のモデルは従来モデルよりもLES解析とのよく一致した。

論文

Development of an evaluation methodology for the natural circulation decay heat removal system in a sodium cooled fast reactor

渡辺 収*; 大山 一弘*; 遠藤 淳二*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 上出 英樹; 村上 貴裕*; 江口 譲*

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(9), p.1102 - 1121, 2015/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:34.97(Nuclear Science & Technology)

自然循環崩壊熱除去系を採用した1500MW出力ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全性を確保するための自然循環評価手法を開発した。この評価手法は、炉心温度平坦化を考慮して炉心最高温度を評価できる1次元安全解析、1次系と崩壊熱除去系の局所的な流れや温度成層化を評価できる3次元流動解析、統計的安全評価手法から構成される。1次元及び3次元解析手法の妥当性をSFR1次冷却系の1/10スケール水試験と1次系及び崩壊熱除去系の1/7スケールナトリウム試験の結果を用いて確認し、1次元安全解析手法のSFR実機評価への適用性を乱流モデルが組込まれた3次元解析の結果との比較によって確認した。最後に、1次元安全解析手法を用いてSFR実機を対象とした統計的安全評価を実施した。

論文

Evaluation of gas entrainment flow rate using numerical simulation with interface-tracking method

伊藤 啓; 大野 修司; 小泉 安郎*; 河村 拓己*

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/12

The gas entrainment (GE) due to free surface vortex is one of important issues in the safety study on sodium-cooled fast reactors. In this paper, the authors perform numerical simulations of a simple GE experiment. To simulate interfacial deformations accurately, a high-precision interface-tracking method is employed. Two kinds of fluids, i.e. water and silicone oil, are considered as the working fluid in the simulations and the flow rate is changed over a wide range as the simulation parameter for both fluids. As a result of the numerical simulations, the evaluated values of the entrained gas flow rates shows good agreements with the experimental data. In addition, both the simulation results and experimental data provide the entrained gas flow rate in proportional to the average velocity at the cylindrical tank outlet.

論文

Proposal and implementation of a fluid-Structure coupled simulation system with parallel commercial codes

Guo, Z.; 羽間 収; 山極 満; 平山 俊雄; 松澤 照男*

Advances in computational & experimental engineering & sciences (CD-ROM), 6 Pages, 2003/07

高性能な市販汎用解析ソフトウェアは豊富な解析機能に加え、数値信頼性も高いため、学術研究のみならず、新製品開発等にも多用されている。このため、弱連成アプローチを用いた複数の市販汎用解析ソフトウェアによる多元理現象、いわゆる、異なる物理連成問題への応用研究は最近数年、盛んに行われている。これは弱連成解析システムが最も適合な解析ソフトウェアにより構築でき、より複雑な物理現象を精度良く解析することができるためである。しかし、それぞれ独立に並列化された市販ソフトウェアを一つの連成解析システムとして構築すると、市販ソフトウェア間の通信コミュニケータの相互干渉により、連成解析システムが機能しないことがある。本研究は、本来異機種間通信のために開発されたライブラリSTAMPIを活用して通信コミュニケータの相互干渉を解決し、並列市販解析ソフトウェアによる連成解析システムを構築し、その実効性をも検証することを目的とする。

論文

Mercury target thermal hydraulic design for JAERI spallation neutron source

神永 雅紀; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 寺田 敦彦*; 小池上 一*; 日野 竜太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 7 Pages, 2003/04

大強度の中性子を生命・物質科学の分野の研究に使用するために1MWの核破砕中性子源の建設を進めている。核破砕中性子源は、水銀ターゲットに0.333mAの電流を持つ高エネルギー(3.0GeV)陽子ビームを25Hz(パルス幅1$$mu$$s以下)で入射し中性子を発生させる。クロスフロータイプ(CFT)水銀ターゲットは、3GeV・1MW陽子ビーム入射条件下の核破砕反応によって生じる軸方向の発熱密度分布に対して最適な水銀流量配分となるようにSTAR-CDコードの解析結果に基づき設計した。本論文では、ブレード型流配板を用いたCFTターゲットの熱流動解析結果について述べる。解析では、入口温度50$$^{circ}$$C,入口水銀流速1.0m/sを仮定した。その結果、2.48m/sの最大流速は、出口プレナムの先端部近傍近くに観察され、水銀最高温度125.5$$^{circ}$$Cは、体積発熱密度が相対的に大きなビーム窓付近で観察された。最高温度は、大気圧の下で水銀飽和温度356$$^{circ}$$Cを大きく下回っており、水銀ターゲットの熱流力設計基準における最高水銀温度300$$^{circ}$$Cを満足することを確認した。

論文

Water flow experiments and analyses on the cross-flow type mercury target with perforated plates

羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 田川 久人*; 久木田 豊*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04

大強度陽子加速器計画で建設される物質・生命科学実験施設の核破砕ターゲットとして、陽子ビームの入射方向に対して直交する方向に水銀が流れるクロスフロー型ターゲット構造を検討してきた。本報告では合理化設計の一環として、内部構造をより簡素化し、製作性の向上と製作コストの低減を目指した多孔板を用いる方式について、その有効性を非加熱の水流動実験及び解析により検討した。多孔板を有するクロスフロー型水銀ターゲットの実規模アクリルモデルを製作し、PIV(Particle Image Velocimetry)法を用いてモデル内の水流速分布を測定するとともに、流動解析を行い実験値と比較した。その結果、多孔板によりクロスフロー型の流れが実現できること、また、解析モデルは冷却に特に重要となる陽子ビーム照射領域での流れパターンを良く再現できることがわかった。

論文

Large-scale parallel simulation of blood flow coupled with a diseased blood vessel

Guo, Z.; 平山 俊雄; 松澤 照男*

Application of High-Performance Computing in Engineering VII, p.125 - 134, 2002/00

本研究は市販流体と構造解析コードに異なるメッシュ間における物理量の補間ライブラリMpCCIを組込むことにより、弱連成シミュレーション・システムを開発することを目的としている。高度解析機能を持つ市販解析コードは多くの研究分野で多用されているため、複数の市販解析コードを、MPMD(Multi Program Multi Data)方式で分散メモリ並列計算機において、一つの解析システムに構築することによって、複雑な物理現象を連成で解析できる。また、異なる数値モデルを両コードで並列計算しているため、計算効率も向上できる。本研究では、弱連成で最も困難とされる、異なる数値モデルの境界における物理量の補間を、MpCCIライブラリより行うことにする。このシステムを用いて、周期的に発生する動脈拍動流と、動脈瘤の血管壁における動的力学挙動を解析し、本システムの実効性を立証した。

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