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論文

原子炉における機構論的限界熱流束評価技術の確立に向けて,2; 機構論的限界熱流束予測評価手法確立に向けた研究とその課題

大川 富雄*; 森 昌司*; Liu, W.*; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 小野 綾子

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(12), p.820 - 824, 2021/12

原子炉設計における効率的な燃料設計および最適な安全評価のために、機構論に基づいた限界熱流束評価技術が望まれている。この長年の技術課題は、近年の詳細解析技術及び計測技術の体系的統合を段階的に進めることで、打開できる可能性がある。このため本研究専門委員会では、将来的な限界熱流束評価技術の構築に向けて、過去の膨大な研究を精査することで必要な知見を整理する。これらの議論を通して、原子炉における機構論的限界熱流束評価技術に必要な研究課題を提示する。Part2では、これまでの限界熱流束機構に関する基礎研究や限界熱流束の予測手法確立に必須な数値解析手法の発展にふれ、課題提起を行う。

論文

Macrolayer formation model for prediction of critical heat flux in saturated and subcooled pool boiling

小野 綾子; 坂下 弘人*; 吉田 啓之

Heat Transfer Engineering, 42(21), p.1775 - 1788, 2021/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:24.64(Thermodynamics)

本論文では、飽和およびサブクールプール沸騰において、マクロ液膜蒸発モデルに基づいた限界熱流束予測のための、マクロ液膜形成モデルを提案する。モデルは、これまでの実験結果に基づいて構築された。モデルでは、発泡点はポアソン分布に基づき分布するとしている。提案したモデルとマクロ液膜蒸発モデルを組み合わせることで、サブクール度40Kまでのプール沸騰における限界熱流束を予測することができた。また、モデルのコンセプトは、詳細二相流解析コード「TPFIT」を用いて検証された。

論文

Study on the two-phase flow in simulated LWR fuel bundle by CFD code

小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.666 - 677, 2019/08

機構論に基づいた限界熱流束(CHF)予測手法は、軽水炉燃料の最適設計や安全評価に必要である。CHFを予測するためにはバンドル内を流れる気泡の大きさや速度が必要となるが、既存の気泡運動に関する方程式を用いて、複雑な形状の燃料集合体内の気泡の大きさや速度を求めることは不可能である。そこで、本研究では、界面追跡法を用いた数値解析により、直接的に燃料集合体内の二相流データを得る。解析コードは原子力機構で開発しているJUPITERを用い、4$$times$$4バンドル体系において断熱条件で解析した。解析結果と既存の二相流研究データと比較することで解析コードの妥当性を検証し、CHF評価のための数値シミュレーション利用についてその可能性を確認した。

論文

Numerical study on effect of nucleation site density on behavior of bubble coalescence by using CMFD simulation code TPFIT

小野 綾子; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10

軽水炉をはじめとする超高熱流束を扱う機器において限界熱流束の評価は重要であるが、そのメカニズムはいまだ解明されていない。限界熱流束の予測モデルの一つであるマクロ液膜蒸発モデルにおいて、モデル内で用いる液膜量を評価するマクロ液膜形成モデルが提案されており、そのモデルの中では液膜は合体泡の接合時に蒸気泡の中に取り込まれることが仮定されている。本研究では、このモデルの仮定を数値解析を用いた流体力学的な観点で検証する。

論文

Numerical study on effect of pressure on behavior of bubble coalescence by using CMFD simulation

小野 綾子; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07

液膜蒸発モデルに基づいた限界熱流束予測評価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ト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と、気泡形状の影響の理解のために、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。

報告書

革新的水冷却炉研究会(第8回)に関する研究会報告書; 2005年2月10日,航空会館,東京都港区

小林 登; 大久保 努; 内川 貞夫

JAERI-Review 2005-029, 119 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-029.pdf:11.01MB

「革新的水冷却炉研究会」は、軽水炉によるプルトニウムリサイクルを目指して日本原子力研究所(原研)が研究開発を進めている革新的水冷却炉(FLWR)に関して、大学,電力会社,原子力メーカー及び研究機関等の研究者と情報交換を行って今後の研究の進展に資することを目的に実施しているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第8回となる今回は、平成17年2月10日に航空会館で行われ、日本原子力学会北関東支部並びに関東・甲越支部の共催を得て、電力会社,大学,研究機関,メーカー等から75名の参加があった。まず、原研における革新的水冷却炉の全体構想と研究開発状況とともに、軽水炉プルトニウム利用の高度化にかかわる燃料サイクル長期シナリオに関する発表が行われ、要素技術開発の現状として稠密炉心の熱流動特性試験及び大阪大学から稠密炉心の核特性予測精度評価技術の開発に関して報告された。続いて次世代軽水炉を巡る動向として「高経済性低減速スペクトルBWRに関する技術開発」,「スーパー軽水炉(超臨界圧軽水炉)の設計と解析」と題して、それぞれ東芝と東京大学からの発表があった。本報告書では、各発表内容の要旨及び当日に使用したOHP資料,講演に対する質疑応答を掲載した。

論文

Ultrahigh CHF prediction for subcooled flow boiling based on homogenous nucleation mechanism

Liu, W.; 成合 英樹*

Journal of Heat Transfer, 127(2), p.149 - 158, 2005/02

 被引用回数:11 パーセンタイル:46.24(Thermodynamics)

サブクール沸騰流動系において、極めて高圧や高流速条件での限界熱流束では、壁面温度が均質核生成温度を超えることがあるため、壁面上の蒸気膜形成が均質核生成により行われる可能性を指摘し、均質核生成の発生に判定基準を提案した。この判定基準に基づき、限界熱流束データの分類を行った。極めて高圧や高流速条件での限界熱流束に対して、均質核生成メカニズムに基づき、機構論的なモデルを作成した。このモデルを実験データで検証し、よい精度で限界熱流束を予測できることがわかった。

論文

Critical power correlation for tight-lattice rod bundles

Liu, W.; 呉田 昌俊; 大貫 晃; 秋本 肇

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(1), p.40 - 49, 2005/01

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.1(Nuclear Science & Technology)

原研7本軸方向一様発熱データ,7本,37本軸方向非一様発熱(低減速スペクトル炉の軸方向出力分布を模擬)データを用いて、稠密バンドル用限界出力相関式を開発した。低質量速度領域と高質量速度領域に分けてそれぞれの領域用の式を開発した。低質量速度領域用で(限界クオリティ-限界環状噴霧流長さ)型の式であり、高質量速度領域用で(局所限界熱流束-限界クオリティ)型の式である。新相関式は694点の全原研データを標準偏差6%の精度で計算できた。また、新相関式の拡張性を評価するため、BAPLデータとも比較した。標準偏差7.7%の精度で177点のBAPLデータを予測することができた。新相関式は各パラメータの限界出力への効果もよく評価できた。新相関式の適応領域は下記の通り:ロッドギャップは1.0-2.29mm、発熱長は1.26-1.8m、質量速度は150-2000kg/m$$^{2}$$s、圧力は2.0-11MPaである。

論文

Development of ITER divertor vertical target with annular flow concept,1; Thermal-hydraulic characteristics of annular swirl tube

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人; Ibbott, C.*; Tivey, R.*

Fusion Science and Technology, 46(4), p.521 - 529, 2004/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:48.94(Nuclear Science & Technology)

核融合炉内プラズマ対向機器用高性能冷却管開発の一環として、ねじりフィン付き同軸2重管(同軸スワール管)の限界熱流束(CHF)及び圧力損失の測定実験を行った。本冷却管は外管及び外壁にねじりフィン加工が施してある内管から構成される。冷却水はまず内管に供給され、端部のエンドプラグで外管と内管間の環状流路へ折り返し流れ、高熱流束を受ける外管を冷却する。この冷却構造により、プラズマ対向機器端部で問題となる冷却水折返用曲管を必要としない設計を可能とした。本冷却管では、高熱流束を除去するために環状流路にねじりフィンを導入し旋回流を発生させているが、このような流れの熱流動データはこれまで、ほとんど測定されていない。本実験の結果、本同軸スワール管のCHFは同外径寸法のスワール管と同等であることを確認できた。このとき、ITERダイバータ冷却に必要なCHF値($$rm28MW/m^2$$)を得るのに必要な冷却水の最小軸流速は7.1m/secであった。また、原研が開発したスワール管の熱伝達相関式が同軸スワール管に適用可能であることを示した。端部の折り返し部の圧力損失は、外管内径と同半径の半球状エンドプラグで最小となることが確認され、環状旋回流部の圧力損失及び管摩擦係数を評価した。

報告書

先駆的超高熱除熱技術の開発と限界の実験的解明; 高速旋回流・多孔質内沸騰二相流・ミスト衝突噴流の三方向からの挑戦,原子力基礎研究H11-37(委託研究)

戸田 三朗*; 結城 和久*; 秋本 肇

JAERI-Tech 2004-008, 58 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-008.pdf:5.14MB

核融合炉の炉心プラズマ周辺に設置される第一壁,ダイバータ,リミターなどの機器は、プラズマから膨大な熱負荷を受けるため、高熱負荷を有効に除去するための技術が必要である。現状では最高で50MW/m$$^{2}$$程度の限界熱流束値が報告されているが、今後の核融合炉の実用化を踏まえて飛躍的な限界熱流束値の向上が期待されている。そこで、筆者らは「多孔質体内相変化を利用した除熱」と「ミスト衝突噴流による除熱」の2つの定常除熱法を用いて限界熱流束値の極限に挑戦する実験を行い、次の成果を得た。多孔質体を用いた超高熱流束除去実験では、多孔質体がステンレス時に10MW/m$$^{2}$$,ブロンズ時に34MW/m$$^{2}$$,銅ファイバー時に71MW/m$$^{2}$$の定常除熱を実証した。一方、ミスト衝突噴流による局所高熱流束除去実験では、ミストの液滴径や流速を最適化することにより、15MW/m$$^{2}$$の除熱を達成した。

報告書

Quantitative experiments on thermal hydraulic characteristics of an annular tube with twisted Fins

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人

JAERI-Tech 2003-084, 49 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-084.pdf:1.94MB

核融合炉内プラズマ対向機器用高性能冷却管開発の一環として、ねじりフィン付き同軸2重管(同軸スワール管)の限界熱流束(CHF)及び圧力損失の測定実験を行った。本冷却管は外管及び外壁にねじりフィン加工が施してある内管から構成される。冷却水はまず内管に供給され、端部のエンドプラグで外管と内管間の環状流路へ折り返し流れ、高熱流束を受ける外管を冷却する。この冷却構造により、プラズマ対向機器端部で問題となる冷却水折返用曲管を必要としない設計を可能とした。本冷却管では、高熱流束を除去するために環状流路にねじりフィンを導入し旋回流を発生させているが、このような流れの熱流動データはこれまで、ほとんど測定されていない。本実験の結果、本同軸スワール管のCHFは同外径寸法のスワール管と同等であることを確認できた。このとき、ITERダイバータ冷却に必要なCHF値(28MW/m$$^{2}$$)を得るのに必要な冷却水の最小軸流速は7.1m/secであった。また、原研が開発したスワール管の熱伝達相関式が同軸スワール管に適用可能であることを示した。端部の折返し部の圧力損失は、外管内径と同半径の半球状エンドプラグで最小となることが確認され、環状旋回流部の圧力損失及び管摩擦係数を評価した。

報告書

第6回低減速軽水炉に関する研究会報告書; 2003年3月6日,東海研究所,東海村

鍋島 邦彦; 中塚 亨; 石川 信行; 内川 貞夫

JAERI-Conf 2003-020, 240 Pages, 2003/11

JAERI-Conf-2003-020.pdf:27.66MB

「低減速軽水炉研究会」は、日本原子力研究所(原研)が革新的水冷却炉として研究を進めている低減速軽水炉について、研究の効率的推進に資することを目的として、所内関連部門の研究者と大学,国公立試験研究機関,電力会社,原子力メーカー等の所外研究者とが情報交換を行っているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第6回となる今回は、平成15年3月6日に東海研で行われ、昨年同様、日本原子力学会北関東支部の共催を得て、所内関連研究者,大学,研究機関,メーカー等から100名の参加があった。第1部では、原研における低減速軽水炉の研究開発の現状とともに、小型低減速炉の設計研究,低減速炉心の臨界実験,高性能被覆管の開発,限界熱流束実験に関する最新の研究成果(5件)が報告された。また、第2部では、革新的原子炉研究開発を巡る動向として、「実用化戦略調査研究」及び「超臨界圧水冷却炉の研究」について、それぞれサイクル機構と東芝からの発表があった。

論文

Subchannel analysis of CHF experiments for tight-lattice core

中塚 亨; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大久保 努; 秋本 肇; 岩村 公道

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/09

低減速軽水炉の稠密格子炉心の熱的余裕を評価することは重要である。本研究では、サブチャンネル解析の稠密格子炉心への適用性を評価するため、COBRA-TFを用いて稠密格子限界熱流束実験を解析した。軸方向一様加熱バンドルに対して、COBRA-TFによる限界出力予測値は質量速度が500kg/(m$$^{2}$$s)付近で測定値とよく一致し、これより低流量側で測定値より低い値に、高流量側で測定値より高い値となる。BT予測位置は、外周チャンネルで、実験とは異なった。軸方向二重出力分布バンドルでは、質量速度が200kg/(m$$^{2}$$s)付近で測定値とよく一致し、これより高流量側で測定値より高い値となった。摩擦損失の二相増倍係数がサブチャンネル間の流量分布に大きな影響を与えることがわかった。計算の精度を向上するためには、稠密な体系における圧力分布の予測を含めた流量配分の正確な予測が求められる。

論文

Development of supercritical pressure water cooled solid breeder blanket in JAERI

秋場 真人; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 西谷 健夫; 小西 哲之

プラズマ・核融合学会誌, 79(9), p.929 - 934, 2003/09

原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果、局所で1.4以上、全体で1以上のTBRを得られる見通しを得た。さらに複雑な構造の製作手法として高温等方加圧法を採用して第一壁の模擬試験体を製作し、5000回以上の熱サイクルに耐えることを実証した。

報告書

シビアアクシデントの伝熱流動現象における素過程に関する研究; 溶融炉心プールと冷却水との液滴界面における熱伝達, 原子力基礎研究 H10-027-6 (委託研究)

三島 嘉一郎*; 齋藤 泰司*

JAERI-Tech 2002-014, 83 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-014.pdf:6.83MB

シビアアクシデント時の溶融燃料プールと冷却水との液液界面における熱伝達の把握を目的として、溶融ウッズメタルと蒸留水とを用いた定常及び非定常熱伝達実験を行った。定常実験では、自然対流領域から膜沸騰領域に至る沸騰曲線を取得するとともに、沸騰挙動を高速度ビデオにより観察した。非定常実験では、高温の溶融金属上に蒸留水を注入し、冷却過程における沸騰曲線を得た。得られた沸騰曲線を、固液系及び液液系に対する既存の相関式や実験データと比較し、以下の結論を得た。(1)界面の揺動が無視でき、かつ、界面に酸化膜に形成される場合には、液液系の沸騰曲線は、固液系の核沸騰及び膜沸騰領域の熱伝達相関式並びに限界熱流束相関式により概ね予測できる。(2)液液界面に酸化物が存在しない場合には、Novakovicらの水銀を用いた実験結果と同様、液液系の沸騰熱伝達は固液系の沸騰曲線により高過熱度側に移行する。(3)非定常状態における膜沸騰において、熱伝達率は、固液系の膜沸騰に対する推算値より約100%程度大きい値を示した。これは、界面全体の激しい揺動のために、みかけの熱伝達率が増大したものと考えられる。

論文

Critical heat flux test on saw-toothed fin duct under one-sided heating conditions

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 谷口 正樹; 花田 磨砂也; 荒木 政則; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.291 - 295, 2001/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:69.06(Nuclear Science & Technology)

核融合炉プラズマ対向機器の冷却を目的として、鋸歯状内部フィン付き矩形管の限界熱流速測定実験を行った。この矩形管では、加熱面側に鋸歯状に三角柱のフィンを取り付けて、伝熱性能の向上を図っている。実験では、フィンの形状・特に設置角度やフィン高さが限界熱流速へ及ぼす影響を調べた。今回の実験パラメータはフィン寸法高さを1.7と3.5mm、フィン設置角度を流れ方向に対して70と90度である。実験の結果、フィン高さ3.5mm、設置角度70度の矩形管を用いた場合、軸流速10m/sec、局所圧力1MPa、入口温度25$$^{circ}C$$の冷却条件で43MW/m$$^{2}$$の限界熱流速が得られた。この値は、同冷却条件において、ほぼ同一水力等価直径のスロット状のフィンを有する矩形管(ハイパーベイパトロン)の1.3倍の値であった。

論文

Study of critical heat flux mechanism in flow boiling using bubble crowding model; Application to CHF in short tube and in tube with twisted tape under non-uniform heating conditions

木下 秀孝; 成合 英樹*; 稲坂 富士夫*

JSME International Journal, Series B, 44(1), p.81 - 89, 2001/01

水の管内強制流動サブクール沸騰限界熱流束を機構論的モデルの観点から検討を行った。気泡観察及び予備実験の結果、Weisman-Peiの気泡充満モデルが短管及び非均一加熱条件ねじりテープ挿入管の予測に適していると確認した。オリジナルのWeisman-Peiモデルを限界熱流束の物理的機構を表せるように改良した。新しいモデルは非常に短い管を含むストレート管と均一及び非均一加熱条件でのねじりテープ挿入管の限界熱流束を精度良く予測した。

論文

Development of high heat flux components in JAERI

秋場 真人; 江里 幸一郎; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秦野 歳久

Proceedings of the 18th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE '99), p.381 - 384, 1999/10

原研における高熱負荷機器開発の現状について報告する。主な内容は以下の通りである。(1)実験炉規模の大型ダイバータ試験体を製作して、ITER熱負荷条件に耐えることを実証した。(2)低放射化鋼(F82H)を用いたパネルを開発して、原型炉で予想される5MW/m$$^{2}$$の熱負荷で熱疲労試験を実施し3,000回以上耐えることを確認した。(3)F82Hの限界熱流束試験を実施して、銅合金を用いた従来のダイバータ用冷却管とほぼ同じ性能が得られることを確認した。

論文

Critical heat flux in subcooled water flow of one-side-heated screw tubes

J.Boscary*; 荒木 政則; 鈴木 哲; 江里 幸一郎*; 秋場 真人

Fusion Technology, 35(3), p.289 - 296, 1999/05

片面加熱場におけるスクリュー冷却管の限界熱流束実験を行い、スクリューのピッチの影響を調べた。その結果、スクリューのピッチが1.5のとき最大の限界熱流速47MW/m$$^{2}$$が得られた。この値は従来のスワール管の約1.5倍に相当する。ピッチの減少とともに限界熱流束も減少する傾向を示すが、ピッチ1以下では、再び限界熱流束が増加してくることが判明した。これは、ピッチが細くなることにより、マイクロフィンに類似した効果が得られるためと推測される。

論文

Critical heat flux at high velocity channel flow with high subcooling

数土 幸夫; 神永 雅紀

Nucl. Eng. Des., 187, p.215 - 227, 1999/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.79(Nuclear Science & Technology)

本研究では、流路内強制対流下の限界熱流束(CHF)についてCHFに影響を及ぼす基本的なパラメータを明らかにしながらCHFの発生メカニズムを調べるために定量的な解析を実施した。対象とした流動条件は、加熱流路出口で高サブクールとなるような高質量流束のものである。解析で採用した流動モデルは、蒸気ブランケットのマクロ液膜に対する相対速度がホルムヘルツの臨界波長に基づく界面の不安定状態に達した時にCHFが発生するというものである。本モデルの特徴は、CHFの判断基準を新たに加熱壁面上のマクロ液膜の過渡領域モデルに適用したことにある。このモデルに基づき、CHFに影響を及ぼす基本的パラメータである質量流束、入口サブクール度、流路形状、圧力等を考慮したCHFを与える解析的相関式を提案した。その結果、提案した相関式は既存の円管や矩形流路のCHF実験結果を的確に精度良く予測できることが明らかとなった。

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