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6 rod bundleHan, X.*; Shen, X.*; 山本 俊弘*; 中島 健*; 孫 昊旻; 日引 俊*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 144, p.118696_1 - 118696_19, 2019/12
被引用回数：39 パーセンタイル：84.17(Thermodynamics)This paper presents a database of local flow parameters for upward adiabatic air-water two-phase flows in a vertical 66 rod bundle flow channel. The local void fraction, interfacial area concentration (IAC), bubble diameter and bubble velocity vector were measured by using a four-sensor optical probe. Based on an existing state-of-the-art four-sensor probe methodology with the characteristic to count small bubbles, IAC in this study was derived more reliably than those in the existing studies. In addition, bubble velocity vector could be measured by the methodology. Based on this database, flow characteristics were investigated. The area-averaged void fraction and IAC were compared with the predictions from the drift-flux model and the IAC correlations, respectively. The applicability of those to the rod bundle flow channel was evaluated.
Shen, X.*; Schlegel, J. P.*; 日引 俊*; 中村 秀夫
Nuclear Engineering and Design, 333, p.87 - 98, 2018/07
被引用回数：15 パーセンタイル：32.21(Nuclear Science & Technology)Two phase flows in large-diameter channels are important to efficiently and safely transfer mass and energy in a wide variety of applications including nuclear power plants. Two-phase flows in vertical large-diameter channels, however, show much more complex multi-dimensional nature than those in small diameter channels. Various constitutive equations are required to mathematically close the model to predict two-phase flows with two-fluid model. Validations of the constitutive equations require extensive experiment effort. This paper summarizes the recent experimental studies on two-phase flows in vertical large-diameter channels, which includes measuring technique and available databases. Then, a comprehensive review of constitutive equations is provided covering flow regime transition criteria, drift-flux correlations, interfacial area concentration correlations and one- and two-group interfacial area transport equation(s), with discussions on typical characteristics of large-diameter channel flows. Recent 1D numerical simulations of large-diameter channel flows is reviewed too. Finally, future research directions are suggested.
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。
Shen, X.*; Schlegel, J. P.*; 日引 俊*; 中村 秀夫
Proceedings of 2017 Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics (JUS 2017), 6 Pages, 2017/06
Large-diameter (D) channels are extensively used to increase the mass, momentum and heat transport capability of working fluid. Comparing with small-D pipes, two-phase flows in large-D channels show quite different and more complicated flow characteristics, since much larger cap bubbles can exist and interfacial instability prevents the cap bubbles from forming a large stable Taylor bubble. Flow regimes and radial void fraction profiles are also different from those in small-D pipes especially in cap/slug flow regime. The relative velocities between phases are greatly increased. This paper reviews recent progresses in the researches on two-phase flows in large-D channels. The state-of-the-art tool of four-sensor probe may enable classification of two-group bubbles by the measurement of bubble diameter instead of bubble chord length. Databases and most of the updated constitutive equations that cover flow regime transition criteria, drift-flux correlations, interfacial area concentration (IAC) correlations and one- and two-group interfacial area transport equation(s) are summarized and analyzed. Typical multi-dimensional characteristics of flows in large-D channels are presented and their one-dimensional numerical simulations are reviewed. Finally the future research directions are suggested.
小野 綾子; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(1), p.16-00217_1 - 16-00217_15, 2017/02
次世代型ナトリウム炉では、炉容器コンパクト化や建設コスト削減のため、主冷系が2ループになることや曲がりの強いショートエルボが配管の一部に採用される設計である。この場合、ホットレグ配管の直径は約1.27mとなり、その中を9m/sでナトリウムが流れる設計となる。このとき、レイノルズ数は4.710
に到達する。このような状況下では、ショートエルボ部で発生する圧力変動が加振力となる流力振動の発生が考えられる。本論文では、ショートエルボ内の非定常流動挙動に配管の入口条件が与える影響について研究された。実験では、バッフル板を用いて、エルボの上流の流動条件を設定した。粒子画像計測法により取得した速度ベクトル図より、入口条件は周囲二次流れに影響を与えることや、低周波数の乱れ成分はエルボの下流まで残存することを明らかにした。
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：27 パーセンタイル：88.90(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。
小野 綾子; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹
Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 7 Pages, 2014/11
The flow induced vibration (FIV) is concerned at the hot-leg piping of JSFR because of large Reynolds number in it. The pressure fluctuation in the piping causes FIV as the excitation force, which relates to velocity fluctuation. In this study, the measurement of pressure fluctuation in the elbow piping revealed that inlet velocity condition affect to the area of separation flow and the pressure fluctuation generated by the traversing of separation region. And, the measurement revealed that the pressure fluctuation with higher frequency significantly attenuated during the flow passed in the elbow.
菊地 賢司; 斎藤 滋; 倉田 有司; 二川 正敏; 佐々 敏信; 大井川 宏之; 若井 栄一; 梅野 誠*; 水林 博*; 三浦 邦明*
JSME International Journal, Series B, 47(2), p.332 - 339, 2004/05
加速器駆動システム(ADS)による核破砕中性子源ターゲットと未臨界炉冷却材を鉛ビスマス共晶合金を用いて構築するための技術開発として配管及び機械要素の材料と鉛ビスマスの両立性,鉛ビスマスの制御性を調べた。その結果、オーステナイトステンレス鋼受け入れ材の腐食量は3000時間当たり最大0.1mmだが、あらかじめ表面を研磨すれば腐食量を減らせること、鉛ビスマスの温度制御は安定だが、流量制御は不安定であることがわかった。不安定の主な原因は、溶解度差による高温部から低温部への質量移行で低温部に析出する物質がフェライトとなって電磁ポンプの磁場中流路に鉛ビスマスと一緒に残存することであった。対策は流路幅を広げれば良い。
井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), 16 Pages, 2003/10
BWR炉心では、核動特性と熱水力特性は常に相互に影響し合い、これを核熱結合と呼ぶ。従来は、炉外での核熱結合模擬は困難であった。これは、主として核動特性のリアルタイム模擬と高温・高圧でのボイド率のリアルタイム計測が困難であったことによる。著者らは、核動特性のリアルタイム模擬の手法を提案するとともに、リアルタイム計測が可能なボイド率計測手法を確立し、炉外での核熱結合模擬に成功した。この模擬手法を用いて、核熱結合条件でのチャンネル安定性データをTHYNCにより取得した。実験は、圧力2-7MPa,サブクーリング10-40K,質量流束270-667kg/m
sの範囲で行った。THYNCデータでは、核熱結合効果により、チャンネル安定限界は低下した。今回のTHYNC実験では実機の場合よりも核熱結合の影響が顕著となる条件設定であったが、非核熱結合条件の場合に比べて安定限界低下率は、圧力7MPaで10%以内であった。
近藤 昌也; 安濃田 良成
日本機械学会論文集,B, 68(665), p.86 - 93, 2002/01
クロスフローによって振動する弾性片端支持円柱の流力振動現象を評価するために、円柱近傍の流速変動を円柱内に組み込んだ電磁流速計を用いて測定した。そして、その流速変動の位相とインライン方向変位の位相とを評価した。その結果、インライン振動に対する、交互渦の作用のタイミングが、流速条件によって異なることを流速変動の測定値から示した。また、第1励振域,安定域,第2励振域において、インライン振動の卓越周波数で、円柱と流れとの間にエネルギーの授受が行われていることを確認した。そして、そのエネルギー授受を示す位相の関係は、渦の種類ないしは交互渦の作用のタイミングによって変化しないことを示した。さらに、インライン方向1次元の1質点系モデルを用いて、円柱近傍の流速変動が、円柱のインライン方向変位と交互渦による流体力に対して、2つの位相を使って整理できることを示した。
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。
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。
近藤 昌也; 安濃田 良成
Emerging Technologies for Fluids, Structures and Fluid-Structure Interaction, 2001 (PVP-Vol.431), p.111 - 117, 2001/07
クロスフローによって振動している円柱について、円柱近傍の変動流の流速を円柱中に組み込んだ電磁流速計を用いて測定した。そして、変動流の位相と円柱のインライン方向変位の位相とを比較した。比較の結果、(1) 変動流に含まれる交互渦の周波数成分の位相は、円柱のインライン方向変位の位相に対して、ある一定の関係を成していること、(2) その関係は、インライン振動の2つの励振域に挟まれた流速範囲(安定域)と、交互渦のロックイン振動が生じている流速範囲(第2励振域)とでは異なること、(3) 円柱の両側の変動流の位相は、円柱の振動周波数では同位相、交互渦の周波数では逆位相であることを明らかにした。(1)及び(2)の結果は、インライン振動の平均振幅の大きさの変化に交互渦が影響しているという著者らの主張を裏付けるものとなった。
今野 力; 前川 藤夫; 春日井 好己; 宇野 喜智; 金子 純一; 西谷 健夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 竹内 浩
Nuclear Fusion, 41(3), p.333 - 337, 2001/03
被引用回数：3 パーセンタイル：10.44(Physics, Fluids & Plasmas)ITERで発生する14-MeV中性子に起因するさまざまな核的問題に対処するため、原研FNSでは一連の核融合中性子工学実験をITER/EDAのR&Dタスクとして行ってきた。前回のIAEA会議では遮蔽に関してバルク遮蔽、ギャップストリーミング、核発熱及び誘導放射能実験を発表した。これらの実験を受けて、ITERのより複雑な遮蔽に対する設計精度を実証するために、ストレートダクトストリーミング実験を実施した。また、冷却材喪失事故時の安全性を担保するために、新たに崩壊熱測定実験を開始した。さらに、水の放射化を利用した信頼性の高い核融合出力モニターを開発した。本論文では、ITER/EDAのタスクとして原研FNSで新たに実施したこれらの実験の結果について報告する。
大貫 晃; 秋本 肇
International Journal of Multiphase Flow, 26(3), p.367 - 386, 2000/03
被引用回数：149 パーセンタイル：96.08(Mechanics)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。
杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 西島 元; 松井 邦浩; 布谷 嘉彦; 高橋 良和; 辻 博史
Cryogenics, 39(11), p.939 - 945, 1999/11
被引用回数：3 パーセンタイル：18.43(Thermodynamics)これまで強制冷凍導体(ケーブル・イン・コンジット導体)の交流損失に伴う発熱により引起こされる流量低下現象の研究を行ってきた。本論文では、より急速に加熱が行われる場合に引起こされる流量低下現象を取り扱う。急速加熱の場合の流量低下現象は、「流体法」と呼ばれるクエンチ検出技術に応用され、実用化されている。しかし、これまでこれらの定量的研究は全くなされていなかった。本論文では、急速加熱による流量低下現象の定量的研究のため、まずサンプルにより実験的に流量低下を測定した。次にこれらの評価を行うため「実効加熱時間」を定義・導入し、その評価法を考案した。
杉本 誠; 加藤 崇; 礒野 高明; 吉田 清; 辻 博史
Cryogenics, 39(4), p.323 - 330, 1999/00
被引用回数：4 パーセンタイル：23.22(Thermodynamics)ケーブル・イン・コンジット導体を用いた強制冷凍型超電導コイルの交流損失による流量低下現象について定量的解析手法を示した。この手法による流量低下評価は大型超電導コイルを用いた実験結果と良く一致した。また本手法を用いた評価により、ITER実機の超電導コイルや商用の超電導電力貯蔵用コイルのパルス運転に対する安定な動作条件について、大型・大容量の低温ポンプが必要不可欠であることを示した。
杉本 誠; 礒野 高明; 辻 博史; 吉田 清; 高野 一朗*; 浜島 高太朗*; 佐藤 隆*; 篠田 公之*
Cryogenics, 38(10), p.989 - 994, 1998/00
被引用回数：4 パーセンタイル：23.41(Thermodynamics)ケーブル・イン・コンジット導体は、その高い熱・機械・電気特性から核融合炉用コイルのような大型機器に応用されている。またその高い熱特性から、核融合用あるいは磁気エネルギ貯蔵コイルでのパルス運転用としても利点を有している。通常ケーブル・イン・コンジット導体は強制冷凍にて冷却されるため、多数の冷却流路を持つ。パルス運転による交流損失による発熱は、その大きな冷却ペリメータにより速やかに除去される。一方、導体内部の発熱は、導体入口流量の低下を招く。従ってパルス運転による交流損失による発熱により、入口流量の低下を招き、これがパルス運転への制約となる。この入口流量低下と内部発熱量の関係を定量的に論じる。併せて、パルス運転時の入口流量低下に関する設計基準を提案する。
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。
大貫 晃; 秋本 肇
Proc. of 1st European-Japanese Two-phase Flow Group Meeting, p.1 - 8, 1998/00
本報では、気液二相流の多次元解析手法を確立する上で不可欠な大口径管での流動特性を調べた。内径48cm及び内径20cmの大口径垂直管における流動様式及び相分布を測定し、流動特性を実験的に調べるとともに、原研で開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dによる解析を交え、流路スケール効果を分析した。その結果、大口径管では小口径管より流動の乱れが大きく、流動様式及び相分布に小口径管とは異なる特性のあることがわかった。大きな渦や壁面付近で逆流の見られる乱れた気泡流が見られ、合体泡が間欠的に流れる流動様式では合体泡と壁面の間の液膜に多数の小気泡を含有していた。ボイド率のピークが壁面付近に現れる流量の範囲は小口径管より狭かった。
