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論文

Development of numerical simulation method for small particles behavior in two-phase flow by combining interface and Lagrangian particle tracking methods

吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 宮原 直哉; 小瀬 裕男*

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

The radioactive aerosol removal equipment is used as one of the safety systems of nuclear reactors. In this equipment, micro particles of aerosol remove through gas-liquid interfaces of two-phase flow. The mechanism related to the removal of micro particles through the gas-liquid interface is not clear, a numerical evaluation method of performance of aerosol removal equipment is not realized. Then, we have started to construct a numerical simulation method to simulate removal of micro particles through gas-liquid interfaces. In this simulation method, detailed two-phase flow simulation code TPFIT is used as the basis of this method. TPFIT adopts an advanced interface tracking method and can simulate interface movement and deformation directly. In addition, to simulate the movement of particles, the Lagrangian particle tracking method is incorporated. By combining the interface tracking method and the Lagrangian particle tracking method, the interaction between interfaces and micro particles can be simulated in detail. To solve the Lagrangian equations of particles, fluid properties and fluid velocity surrounding aerosol particles are evaluated by considering the relative position of particles and gas-liquid interface, to simulate particle movement near the interface. In this paper, outline and preliminary results of this simulation method are shown.

論文

二相流解析コードTPFITと電磁場解析ソフトウェアEMSolutionを用いたワイヤメッシュセンサ周りの気泡挙動と電場分布の同時評価手法の開発

上澤 伸一郎; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

混相流シンポジウム2018講演論文集(インターネット), 2 Pages, 2018/08

気液の存在割合を表すボイド率は気液二相流の重要な物理量であり、様々な分野の機器設計や流動特性を理解する上で欠かせないパラメータである。そのボイド率の流路断面2次元分布のリアルタイム計測が可能な手法として、ワイヤメッシュセンサ(以下、WMS)がある。WMSには流路内にワイヤを多数挿入するため流動が阻害され、その電場分布の非一様性による気泡位置に対する計測誤差は十分に確認されていないなどの課題がある。これらの計測への影響は、使用するワイヤの本数や流動条件で異なると考えられるため、WMSをテスト部に実装する前に、その計測性能や計測への影響を評価できる数値解析手法が必要である。そこでWMSの計測性能と上記問題点を計算機上で評価するための、WMSにおける気泡挙動・電場分布の同時評価手法の開発を実施した。解析の有用性を把握するため、3$$times$$3の2線式WMSにおける単一気泡の挙動・電流密度分布解析を行い、ワイヤによって気泡が大きく変形することを再現できたとともに、WMSは送信-受信ワイヤ間外にも有意な感度を持つこと、送信-受信ワイヤ間に気泡があっても、その位置によってボイド率が変化するなど、これまで明らかにされていなかったWMSの感度領域に関する新たな知見を得た。

論文

Development of numerical simulation for jet breakup behavior in complicated structure of BWR lower plenum, 6; Influence of the simulant molten fuel properties on jet breakup phenomenon in multi-channels

鈴木 貴行; 吉田 啓之; 阿部 豊*; 金子 暁子*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

BWRの安全性向上のため、福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握することは必要であり、特に炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価することは重要である。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する、制御棒案内管等の影響を受けることが予想される。そこで原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を開発している。本研究では、原子力機構で開発中の詳細二相流解析コードTPFITを拡張することにより、複雑な構造物の影響を含めて溶融燃料落下挙動を評価できる解析手法を開発する。本報告では、TPFITをもとに開発中の解析手法を用い、模擬溶融物質の物性値が溶融ジェット挙動に与える影響について評価した。その結果、模擬物質の物性値のうち密度及び表面張力が、溶融ジェットの微粒化挙動に対して最も大きな影響を与えることが分かった。

論文

Numerical simulation of self-priming phenomena in venturi scrubber by two-phase flow simulation code TPFIT

堀口 直樹; 吉田 啓之; 金川 哲也*; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

原子炉における炉心溶融を伴うシビアアクシデント時において、放射性物質の拡散を抑制し、かつ格納容器の保護のため除熱および減圧するための手段としてフィルタードベントがある。本研究は、ベンチュリースクラバーを用いたフィルタードベントの作動特性を明らかにすることを目的として、実験ならびに解析を行っている。これまでの研究により、単一ベンチュリースクラバーにおいて、気相流入量がある一定以上になった場合、自吸停止に至る可能性を明らかにした。本報告では、詳細二相流解析コードTPFITを用いて、ベンチュリースクラバー内の二相流解析を行い、自吸現象に対する数値予測を行うと共に、液滴発生のメカニズムについて検討した結果について報告する。

論文

Development of prediction technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, 16; Experimental and numerical study of pressure fluctuation effects on bubble motion

加藤 由幹; 吉田 啓之; 横山 諒太郎*; 金川 哲也*; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

In this study, visualization experiment for the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration was performed to understand bubbly flow behavior under earthquake acceleration. Liquid pressure was also measured at upstream and downstream of the test section. In addition, to consider detailed effects of pressure gradient on bubble motion, numerical simulation of two-phase flow in horizontal pipe with vibration was performed by a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method: TPFIT. Based on observed images and calculated results, bubble velocity was evaluated. It was confirmed that the pressure gradient amplitude increased with the increase of the frequency of the table. In addition, it was observed that the bubble velocity amplitude also increases with the increase of the frequency of the table. It was concluded that the bubble motion was strongly affected by the pressure gradient in the test section.

論文

Development of prediction technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration

吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0025_1 - TEP0025_11, 2014/08

In this study, to develop the predictive technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method TPFIT was expanded. In addition, the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration and under the fluctuation of the liquid flow was simulated by using the modified TPFIT. In the results, it was confirmed that the modified TPFIT can predict time dependent velocity distribution around the bubbles and shapes of bubbles qualitatively. The main cause of bubble deformation observed is large shear stress at the lower part of the bubble, and this large shear stress is induced by the velocity difference between the liquid phase and bubble. Moreover, we discussed about the difference between both effects of flow rate fluctuation and structure vibration on two-phase flow. In the results, bubble acceleration of the structure vibration case was larger than that of the flow rate fluctuation case. Finally, it was concluded that unsteady shear stress induced by vibration of the pipe wall was one of the main driving forces of bubble motion in structure vibration case.

論文

大規模シミュレーションによる稠密炉心内気液二相流特性の解明,3; 傾斜平板上液膜挙動の解析

吉田 啓之; 永吉 拓至*; 小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇

日本原子力学会和文論文誌, 4(1), p.25 - 31, 2005/03

原研で開発している超高燃焼水冷却増殖炉では高稠密炉心が用いられるが、原子炉熱設計で使用される構成式の高稠密炉心への適用性は十分には確認されていない。そこで原子炉熱設計におけるDesign by Analysisの確立を目指し、炉心内二相流の数値シミュレーション技術を開発している。本研究では、この一環として、稠密炉心内二相流を高精度に解析するため、高い体積保存性を有する界面追跡法の開発及び検証を実施している。本報では、開発した界面追跡法を用いた二相流詳細解析コードTPFITの検証作業の一環として、傾斜平板上液膜流解析を実施し既存実験と比較した。その結果、液膜厚さの時間平均値は、Nusseltの理論値と一致し、液膜厚さの最大値及び統計量も実験とよく一致することを確認した。また液膜内速度分布も、解析は実験と定性的に一致しており、TPFITコードにより、液膜流を解析できる見通しが得られた。

論文

Development of a large-scale numerical simulation method on water-vapor two-phase flow through light-water reactor cores

吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇

Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.270 - 276, 2004/12

新しく開発した詳細二相流解析コードTPFITにより、稠密燃料集合体内水-蒸気二相流の大規模解析を実施した。TPFITコードでは、機構論的モデリングに基づき、水と蒸気間の三次元界面構造を詳細に解析できる。一連の大規模解析の結果、TPFITコードは稠密燃料集合体内二相流の現象解明や革新的水冷却増殖炉の熱的成立性の評価に有用であることを確認した。今後、TPFITコードの検証と改良を進めるとともに、既存の熱設計手法との融合を進め、大規模実験を必要としない機構論的熱設計手法の開発を進める予定である。

論文

Development of a best estimate analysis method on two-phase flow thermal-hydraulics for reduced-moderation water reactors

高瀬 和之; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 秋本 肇

Proceedings of International Meeting on Updates in Best EstimateMethods in Nuclear Installations Safety Analysis (BE-2004) (CD-ROM), p.151 - 152, 2004/11

水冷却炉の炉心熱設計は、一般にシステム解析コードやサブチャンネル解析コードを使って行われる。これらのコードは、炉心条件を模擬した体系で行われた膨大な二相流実験の結果をもとに導出された実験式や構成式を使用することで予測性能の向上を図っている。しかしながら、革新的な水冷却炉を実現するためには、これらの実験式や構成式の適用範囲を超える領域での熱流動評価解析手法の確立が要求されている。そこで著者らは、従来の熱設計手法に炉心内の複雑な沸騰二相流挙動を3次元的に予測できる詳細二相流解析手法を組合せたハイブリッドな評価解析手法を提案した。これは、サブチャンネル解析コードNASCAと二相流解析コードTPFITから構成され、NASCAでは炉心全体の解析を行い、TPFITでは炉心局所の3次元情報を解析する。本提案の手法を革新的水冷却炉の熱設計に使用した結果、スペーサー効果,流動様式遷移,液膜流挙動等に関する3次元二相流現象を従来手法より忠実に再現できる見通しが得られた。

論文

低減速軽水炉の燃料集合体内二相流挙動の大規模数値シミュレーション

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定; 叶野 琢磨; 秋本 肇

日本混相流学会年会講演会2003講演論文集, p.33 - 34, 2003/00

原研が開発を進めている低減速軽水炉を対象として、稠密燃料集合体の二相流挙動を直接解析によって数値的に予測する研究を行っている。稠密燃料集合体をフルサイズで模擬した体系で直接解析を行うためには膨大な記憶容量を必要とするが、地球シミュレータによって初めてそれが可能になった。解析には、吉田によって開発された二相流解析コードTPFITを使用した。本コードは界面追跡機能を有し、気液界面形状を時間及び空間方向に高精度で輸送できる特徴を持つ。本研究では、熱の影響がない非加熱等温流条件に対して、燃料集合体入口の流速やボイド率を変えて解析を実施した。低減速軽水炉の炉心条件をもとに、気相及び液相の物性値は圧力7.2MPa,飽和温度288$$^{circ}$$Cにおける蒸気及び水の値を使用した。一連の大規模シミュレーションにより、稠密燃料集合体内の二相流挙動、特にスペーサ周辺の液膜流挙動等の詳細が定量的に明らかになった。

論文

3次元突起付き狭隘流路内の二相流数値解析

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 玉井 秀定; 久米 悦雄; 北村 竜明*

第16回数値流体力学シンポジウム講演要旨集, 7 Pages, 2002/00

低減速スペクトル炉の炉心燃料集合体内には、1mm程度の燃料棒間ギャップを一定に保つためにスペーサが設置される。このような狭隘流路に存在するスペーサ周辺の熱流動特性に関しては、単相では多くの研究が行われているが、二相流ではほとんど見られない。そこで、狭隘流路内に置かれた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。数値解析には著者の1人が開発した二相流コードTPFITを使用した。解析体系は3次元流路とスペーサ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調べた。計算に使用した入力値は低減速スペクトル炉の炉心出口近傍の条件を模擬した。解析の結果、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、ほぼ蒸気で満たされることがわかった。この結果から、加熱時には突起後方に十分な冷却を期待できない領域の存在が予測された。また、流れ方向に突起を一定間隔で設置する場合には、前方の突起で発生したウエークが後方の突起に順次影響するため、突起の配置を十分検討する必要がある。今後は、突起形状,加熱時の沸騰流,乱流構造等に及ぼす突起の影響を明らかにする考えである。

口頭

詳細二相流解析コードTPFITを用いたベンチュリースクラバー内圧力分布の数値解析

吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 阿部 豊*

no journal, , 

フィルタードベントのための機器の一つである、ベンチュリースクラバー(VS)においては、内外の圧力差により吸引した水によりVS内に気液二相流を形成し、効率的な除染を可能とする。したがって、VSの作動特性を把握するためには、気液二相流の影響を含め、VS内に形成される圧力分布を評価する必要がある。本報告では、圧力分布の解析的な評価の第一段階として、詳細二相流解析コードTPFITにより、気相単相を流動させたVS内に形成される圧力分布を評価し、実験と比較した。その結果、低気相流量の場合は喉部で圧力が最低となり、出口に向かって圧力が回復する結果が得られた。また、高気相流量の場合は、喉部よりも下流において圧力が最大となり、喉部の圧力は出口圧力と同等となった。これらの傾向は、実験結果と定性的,定量的に一致しており、TPFITの気相単相条件におけるVS内圧力分布評価に対する適用性を確認することができた。

口頭

BWR下部プレナム複雑構造物内ジェットブレイクアップ現象予測手法の開発,9; 高空間解像度解析による複雑構造物内溶融ジェット挙動の把握

鈴木 貴行; 吉田 啓之; 阿部 豊*; 金子 暁子*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握するためには、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する制御棒案内管等の複雑構造物の影響を受けることが予想される。そこで、原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を、詳細二相流解析コードTPFITを拡張することにより開発している。本報告では、溶融ジェット挙動を詳細に把握するため、高空間解像度解析を実施した。その結果、溶融ジェットの界面形状および周囲速度場をより詳細に評価できる見通しが得られた。発表では界面形状や速度場等の解析結果と実験結果とを比較、検討した結果について報告する。

口頭

BWR下部プレナム複雑構造物内ジェットブレイクアップ現象予測手法の開発,11; 詳細解析結果に基づくジェットブレイクアップ長さの検討

吉田 啓之; 成島 勇気*; 金子 暁子*; 阿部 豊*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握するためには、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する制御棒案内管等の複雑構造物の影響を受けることが予想される。そこで、原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を、詳細二相流解析コードTPFITを拡張することにより開発している。本報告では、落下距離に対する微粒化径の変化を評価し、ブレイクアップ長さについて検討した結果を報告する。

口頭

ベンチュリースクラバーにおける二相流解析コードの適用性の評価

堀口 直樹; 吉田 啓之; 中尾 泰大*; 金川 哲也*; 金子 暁子*; 阿部 豊*

no journal, , 

本研究では、フィルター付きベントシステムのための機器の一つである、ベンチュリースクラバーの性能評価手法の構築及びこれに必要な評価式の構築を目的として、ベンチュリースクラバー内部流動の可視化計測実験や詳細な数値解析を実施している。本報では、二流体モデル解析コードACE-3Dを用いた1次元解析の妥当性を、詳細二相流解析コードTPFITを用いた3次元解析の結果及び既報の実験の結果との比較により検討した。その結果、多次元性に起因する差異は見られるものの、高気相流速の場合に発生する、衝撃波による急激な圧力上昇などを含めて、一次元解析により流れ方向の圧力分布が概ね妥当に予測できることを確認した。

口頭

BWR下部プレナム複雑構造物内ジェットブレイクアップ現象予測手法の開発,15; 高解像度解析による単チャンネル内溶融物落下挙動の把握

鈴木 貴行; 吉田 啓之; 成島 勇気*; 金子 暁子*; 阿部 豊*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握するためには、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する制御棒案内管等の複雑構造物の影響を受けることが予想される。そこで、原子力研究開発機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を、詳細二相流解析コードTPFITを拡張および改良することにより開発している。本報告では、溶融物落下挙動の詳細把握を目的として、高空間解像度での単チャンネル解析を実施した。その結果、溶融ジェットの周囲速度場などの流動挙動を詳細に評価できる見通しが得られた。発表では、溶融ジェットの界面挙動や溶融物微粒化現象などについて解析結果と実験結果とを比較、検討した結果について報告する。

口頭

浅水プール中に落下する液体ジェットの侵入挙動,3; ジェット拡がり挙動の詳細解析

吉田 啓之; 木村 郁仁*; 鈴木 貴行*; 金子 暁子*; 阿部 豊*

no journal, , 

原子力発電所過酷事故時に炉心において溶融した燃料等は、事象が進展した場合、下部の冷却材プールへ落下することが想定される。このような状況に対して、これまでに水深が十分なプールに対しての研究は行われているが、冷却材の蒸発や漏洩などにより水深が浅くなった、浅水状態(浅水プール)に対する知見は不足している。本研究では、浅水プールにおける溶融ジェットの侵入、着底、拡がり、堆積という一連の過程に対する流体力学的作用の把握を目的として、実験及び数値解析を実施している。本報では、液体ジェットが浅水中に落下し着底した後の挙動に詳細二相流解析コードTPFITを適用し、浅水プール内液体ジェット侵入実験を模擬した解析を実施した。その結果、模擬溶融物質がプールの底に着底後、ジェットは液膜状になり、液膜先端部では巻き上げられて分裂が発生するという、実験と定性的に一致する結果が得られることを確認した。

口頭

浅水プール中に落下する液体ジェットの侵入挙動,5; 詳細解析における接触角及び空間解像度の影響

吉田 啓之; 木村 郁仁*; 鈴木 貴行*; 金子 暁子*; 阿部 豊*

no journal, , 

原子力発電所過酷事故時に溶融した燃料等は、下部の冷却材プールへの落下が想定される。これまでに水深が十分なプールに対しての研究はあるが、浅水状態に対する知見は不足している。本研究では、浅水プールにおける溶融ジェットの侵入, 着底, 拡がり, 堆積という一連の過程に対する流体力学的作用の把握を目的として、数値解析手法の開発を行っている。本報では、前報までに明らかとなった底面での接触角及び空間解像度がジェット着底挙動に及ぼす影響を確認するため、詳細二相流解析コードTPFITを用いた解析を行った結果について報告する。TPFITを用いた解析における空間解像度を増加させることで、低解像度では明確でなかった底面に衝突後のジェットの微粒化挙動を再現できることを確認した。また、接触角を変化させることで底面での拡がりの挙動が変化すること、実際に測定した接触角を用いることで、ジェットが拡がる際の挙動が実験の傾向に近づくことを確認した。

口頭

Development of numerical simulation for jet breakup behavior in complicated structure of BWR lower plenum, 9; Evaluation of effects of fluids properties on jet shape and diameter of fragments

鈴木 貴行*; 吉田 啓之; 阿部 豊*

no journal, , 

原子力発電所過酷事故時に溶融した燃料等は、下部の冷却材プールへの落下が想定される。冷却材プールに落下した溶融物は、ジェット形状を伴いつつ小さな塊(微粒化物)へと分裂する、ジェットブレイクアップ現象が発生すると考えられている。この現象に対して、実験での取得が難しい微粒化物の径やその堆積状況につながるメカニズムを把握するため、二相流解析コードTPFITをもとに数値解析手法の開発を行い、これまでに実験結果との比較により妥当性の確認を行った。ここでは、ジェットブレイクアップ現象に対する妥当性を確認した解析手法を用いて、落下する流体及びその周囲流体の物性値が及ぼす影響について検討を行った。その結果、落下する流体の密度がジェットの形状や微粒化物径に大きな影響を及ぼすことを確認した。また、粘性係数がジェット形状に与える影響はジェット先端部形状などの限定された領域のみであるが、周囲流体の粘性係数が大きい場合、微粒化径が小さくなることを確認した。

口頭

二相流中エアロゾル粒子移行挙動解析手法の開発,1; 解析手法の概要と試解析結果

吉田 啓之; 上澤 伸一郎

no journal, , 

原子力発電所の過酷事故対策では、エアロゾル中の放射性微粒子の、気液界面を介する捕集が考えられている。このような微粒子の捕集は、ベンチュリスクラバなどを用いて工業的に実用化されているが、その捕集メカニズムは十分には解明されておらず、事故時の多様な状況での評価は十分とは言い難い。そこで原子力機構では、気液界面での微粒子捕集挙動の解明のための研究を開始した。本報では、界面追跡法に基づく二相流解析コードTPFITに、ラグランジュ粒子追跡法による粒子追跡機能を組み込むことで開発した解析手法の概要を紹介する。また、開発した解析手法によりノズルから水中に噴出する微粒子を含んだ空気を対象とした予備解析を実施し、二相流中の微粒子の運動を解析できることを確認するとともに、実現象と同様に空気中から水中に微粒子が移行する結果が得られることを確認した。

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.

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