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論文

Large-scale direct simulation of two-phase flow structure around a spacer in a tight-lattice nuclear fuel bundle

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Computational Fluid Dynamics 2004, p.649 - 654, 2006/00

日本原子力研究開発機構が研究を進めている革新的水冷却炉は減速材の割合を減らして中性子の減速を抑制することで高い転換比が期待できる原子炉であり、炉心には直径13mm程の燃料棒が1mm程度の燃料棒間ギャップ幅で三角ピッチ状に稠密に配置される。このような狭隘流路内の二相流挙動を高温高圧の原子炉条件下で詳細に計測することは困難であることから、著者らは実験データを必要としないシミュレーションだけによる評価法の開発を行っている。本論文では、革新的水冷却炉の炉心燃料集合体1カラム内二相流を対象にして、超高性能計算機による大規模シミュレーションの結果を示す。本研究によって、燃料集合体内の狭隘流路に設置されるスペーサまわりの気相と液相の挙動や燃料棒外表面を薄膜状に流れる液膜挙動などが定量的に明らかになるとともに、シミュレーションを主体とした炉心熱設計手法の実現に対して高い見通しが得られた。

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

Numerical analysis of a water-vapor two-phase film flow in a narrow coolant channel with a three-dimensional rectangular rib

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定

JSME International Journal, Series B, 47(2), p.323 - 331, 2004/05

軽水炉の冷却材流路には燃料棒間のギャップ幅を一定に保つためにスペーサ等の突起がしばしば設置される。狭隘流路内のスペーサ周辺の熱流動に関する定量的な研究は、単相流では数多く見られるが、二相流ではほとんど見られない。そこで、狭隘流路に存在するスペーサ等の物体が二相流挙動に及ぼす影響を数値的に調べた。解析体系は3次元流路とスペーサを簡略模擬した矩形突起から成る。解析では、流路入口に液膜厚さとその流速及び蒸気流速を与え、時間方向に進展する液膜流挙動を非加熱等温流条件に対して定量的に検討した。本研究の成果は次のとおりである。(1)気液界面に作用するせん断応力によって界面不安定性が起こり、気相と液相の相対速度とあいまって波立ち発生へと現象が進行することを数値的に確認した。(2)突起後端から発生するはく離線に沿ってウエークが形成され、ここでは強い乱れによって液膜が排除されることがわかった。

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; 微細液滴流の挙動, 原子力基礎研究 H10-027-7 (委託研究)

片岡 勲*; 松浦 敬三*; 吉田 憲司*

JAERI-Tech 2002-015, 83 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-015.pdf:3.62MB

シビアアクシデントの伝熱流動現象の素過程としての微細液滴流の挙動を明らかにするため、液滴流,環状噴霧流についての現象のモデル化並びに数値シミュレーション手法の確立を行うとともに環状噴霧流の乱流構造についての実験的な研究を行った。液滴挙動のシミュレーションについては、まず、乱流中での液滴挙動計算手法として従来から広く用いられているEddy interaction modelに近年Grahamらが提案している渦寿命及び渦大きさに関する確率モデル及びほかの改良モデルを取り入れることより精度の高い液滴挙動解析コードを開発した。また、従来、おもに噴霧流においてのみ行われてきた液滴挙動解析を環状噴霧流も扱うことができるように、流体解析における境界条件として攪乱波を考慮した液膜の取扱、液膜からの液滴発生と乱流拡散による液膜への液滴伝達、さらに液滴の発生と伝達を考慮した液膜流量計算を同時に評価する手法を開発した。さらに液滴挙動解析のシミュレーションプログラムを複雑な幾何学的体系,初期条件,境界条件に適用し解析を行い、実際の原子炉のシビアアクシデント時解析に適用可能であることを示した。環状流,環状噴霧流における液膜流量,液膜厚さが、気相の平均速度分布,乱流速度分布に及ぼす影響についての実験的研究を行った。環状流における乱流速度分布については、気相単相流にくらべ管断面全域で大きな値を示し、液膜の存在により気相乱流は大きく増加することが明らかとなった。また気相乱流の増加の度合いは液相流量に対する気相流量の割合が多くなるに従い増加した。

論文

Roll wave effects on annular condensing heat transfer in horizontal PCCS condenser tube

近藤 昌也; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 最首 貞典*; 小幡 宏幸*; 島田 ルミ*; 川村 慎一*

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/00

横型熱交換器を用いた静的格納容器冷却系(PCCS)が検討されている。横型熱交換器の伝熱特性評価のため、水平単一U字伝熱管を用いた実験を行った。実験の結果、伝熱管入口端付近の環状流の局所熱伝達率を既存のモデルが過小評価する傾向があることがわかった。また、同時に行った可視化実験(伝熱管の一部区間に可視窓を取り付け、高速度ビデオを用いて行った)から、環状流の液膜表面に多数の巻波が存在することを確認した。そこで、巻波が液膜を撹拌、伝熱を促進するとの仮定の下に、局所熱伝達率を巻波の時間あたりの通過頻度に対して整理したところ、両者の間には強い相関関係があることを見出し、仮定を裏付けた。さらに、この相関関係を基に、液膜の通過頻度を考慮した、水平管内環状流凝縮熱伝達率を与えるモデルを提案した。

報告書

フラッディング二相流の研究

小泉 安郎*; 八木 純二*; 熊丸 博滋

JAERI-M 93-199, 48 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-199.pdf:1.26MB

本報告書は、原研が1990~1992年度に工学院大学に委託し実施した「フラッディング二相流の研究」の結果をまとめたものである。流路内を液相が流下し気相が上方に流れる対向流状態においては、気相流量の増加に伴い液相が上昇流に遷移する現象が見られる。この現象はフラッディングと呼ばれ、PWRの小破断LOCA時にSGU-チューブ内等で発生するが、流路下部に気液の混合物が存在する場合についてはよく理解されていない。本研究では、流体としてフレオンR-113を用いて実験を実施した。実験結果より、流路下部に気液の混合物が存在する場合のフラッディングは、気液混合物の液面最高高さが管路上端に達することにより発生することが分かった。また、著者らが既に水-空気系の実験より導いたフラッディング速度相関式は、気液の物性値の影響を考慮すれば、フレオンR-113系へも適用できることが明らかになった。

論文

Effect of liquid flow rate on film boiling heat transfer during reflood in rod bundle

大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.535 - 546, 1990/06

再冠水過程での膜沸騰熱伝達に及ぼす液相流量の効果を調べるため、実発熱長を有する6$$times$$6のロッドバンドルを使い、幅広い炉心冠水速度の範囲のもとで実験を行った。冠水速度は2cm/sから30cm/sの範囲であった。村尾・杉本の熱伝達率相関式の評価・改良を通じ、得られたデータを解析した。村尾・杉本の式は10cm/sまでの炉心冠水速度のもとでの熱伝達率をよく予測した。しかしながら、冠水速度が10cm/sより高い場合は熱伝達率を過小評価した。村尾・杉本の式に対する実験的な補正係数を本実験データに基づき提案した。この補正係数は他の大きなスケールの試験に対しても通用可能であることを確認した。

報告書

流量低下時の過渡バーンアウトに関する研究

岩村 公道

JAERI-M 86-135, 89 Pages, 1986/09

JAERI-M-86-135.pdf:2.43MB

軽水炉の流量低下事故時における燃料棒のバ-ンアウト現象の特性を調べるため、実験及び解析的研究を実施した。実験は、加熱長さ800mmの一様加熱垂直円管および環状流炉テスト部を用い、実験範囲は、系圧力0.1~3.9MPa、流速減少率0.44~770%/sである。局所流動条件は、分離流モデル及びCOBRA/TRACコ-ドにより計算した。本研究の結果 以下の知見が得られた。流速減少率が増大するほど、バ-ンアウト時の入口質量流量が減少し、系圧力が高いほど過渡効果は小さくなった。これは沸騰境界の移動が入口流量の急激な減少に追随できない為、入口流量が定常バ-ンアウト流量に達してからも蒸気流量は増加を続け、加熱面上の液膜流を保持する事による。また、本実験のみならず他の研究者による実験についても、局所条件バ-ンアウトモデルにより予測したバ-ンアウトに至る時間は、実験結果と良い一致を示した。

論文

Flooding and flow reversal of two-phase annular flow

朝日 義郎

Nucl.Eng.Des., 47(2), p.251 - 256, 1978/02

 被引用回数:3

冷却材喪失事故で(1)ECC水のPWR下部プレナム流入を制限する現象、及び(2)BWR再冠水過程に於いて、スプレー水の炉心通過制限の現象は二相流のフラッディング及び流れの逆転によって生ずるものと考えられている。しかしこれまでフラッディングと流れ逆転との理論的解釈は殆んどなされていない。このため上記2つの冷却材喪失事故に伴う重要な問題もよく理解されていない。本報告では相変化のない場合について、フラッディングと流れの逆転について理論的解釈を行っている。その結果は他になされている実験と比較している。

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