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論文

Some characteristics of gas-liquid two-phase flow in vertical large-diameter channels

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:4 パーセンタイル:71.63(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.

論文

Model development for bubble turbulent diffusion and bubble diameter in large vertical pipes

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。

論文

Verification of models for bubble turbulent diffusion and bubble diameter in multi-dimensional two-fluid model

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。

論文

横型PCCS2次側水プール内多次元沸騰流解析; プールサイズの影響

大貫 晃; 中村 秀夫; 川村 慎一*; 最首 貞典*

日本機械学会熱工学講演会講演論文集, p.31 - 32, 2001/11

BWRの静的格納容器冷却系(PCCS)として横型熱交換器を用いることが検討されている。横型PCCSの除熱性能を規定するものの一つに2次側水プール内での熱伝達特性がある。本報では、原研で開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dにより2次側水プール内の多次元沸騰流解析を行い、気液二相循環流や熱伝達特性に及ぼすプールサイズの影響を評価した。局所沸騰モードでの特性を分析し、伝熱管群内部では沸騰・凝縮の影響が支配的で、プールサイズの影響の小さいことがわかった。講演では単相自然循環時、並びにバルク沸騰時の特性を併せて報告する。

論文

円柱周りの気液二相流流動構造の数値解析

大貫 晃; 赤松 幹夫*; 秋本 肇

日本混相流学会第5回オーガナイズド混相流フォーラム報文集, p.87 - 92, 2001/09

計算資源の拡大に伴い、燃料集合体のような複雑形状での気液二相流解析を多次元で行うことが期待されるようになってきた。日本原子力研究所では形状効果を解析するため、三次元二流体モデルをベースとする数値解析手法を開発している。本研究では二流体モデルコードACE-3Dに一般曲線座標系解析機能を導入し、水平に置かれた円柱周りの空気-水二相流を解析した。実験で見られた円柱後流の渦への気相の集中、渦強度の時間的な変動が計算され、両現象が気泡に働く抗力、並びに圧力場に影響された気泡の慣性との相対的な関係に依存することを明らかにした。

論文

ACE-3D code analyses of multi-dimensional boiling flow in horizontal PCCS water pool

大貫 晃; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 小幡 宏幸*; 最首 貞典*

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 10 Pages, 2001/00

BWRの静的格納容器冷却系(PCCS)として横型熱交換器を用いることが検討されている。横型PCCSの除熱性能を規定するものの一つに2次側水プール内での熱伝達特性がある。熱流束の高い領域では沸騰と凝縮が混在し、二相自然循環による流量の増加や流れの変動による熱伝達の増大が想定できる反面、伝熱管のある領域が蒸気のみで覆われ、熱流束が低下する蒸気ブランケット効果の懸念もある。本報では、多次元二流体モデルコードACE-3Dにより2次側水プール内の熱流動特性を評価した。解析の結果、定常的に蒸気で覆われる領域はなく、核沸騰の効果や局所流量の増加により熱伝達は増大することがわかった。

論文

Development of models for bubble turbulent diffusion and bubble diameter in multi-dimensional two-fluid model

大貫 晃; 秋本 肇

Proceedings of 2nd Japanese-European Two-Phase Flow Group Meeting (CD-ROM), 6 Pages, 2000/00

多次元二流体モデルは二相流の流路形状効果を解析的に表現できる能力を有し、低減速スペクトル炉等の将来型炉の熱工学設計や安全解析で使われている一次元二相流モデルの精度検定ができる。しかしながら、そのような適用をする場合、流路スケール効果を表現できる気泡の乱流拡散や気泡径の評価モデルを確立する必要がある。本研究では、形状の違いを陽に表現できるよう気泡の乱流拡散並びに気泡径のモデルを改良した。開発した各モデルに概要を示すとともに、大口径管助走域へ適用し、予測性能の高いことを示した。

報告書

多次元二流体モデルコードACE-3Dの改良と受動的余熱除去系水プール内熱流動解析への適用

大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇

JAERI-Data/Code 99-038, 108 Pages, 1999/08

JAERI-Data-Code-99-038.pdf:5.2MB

受動的安全機器設計を行ううえで重要な二相自然対流現象を詳細に解析するツールを整備するため、報告者が開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dを改良した。改良版では、乱流熱流束モデルと熱構造体との連成解析機能を追加し、相変化を伴う熱的に非平衡な流れの解析及び外部との熱交換を伴う体系の解析を可能とした。蒸気が水プール中へ噴出する蒸気噴流の実験データを取得し、そのデータを用いて改良機能を検証した。日本原子力研究所で設計された受動的安全炉JPSRの余熱除去系水プール内の熱流動解析へ適用し、同プールの除熱性能を検討した。その結果、改良したACE-3Dコードにより水プール内の二相自然対流現象を精度よく予測できること、並びにJPSR余熱除去プールの除熱性能の高いことを確認した。

論文

Flow characteristics of air-water two-phase flow in a large vertical pipe

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。

論文

Prediction of phase distribution under bubbly flow in a large vertical pipe by multidimensional two-fluid model

大貫 晃; 秋本 肇

Proc. of 3rd Int. Conf. on Multiphase Flow (ICMF'98), p.1 - 6, 1998/00

将来型原子炉システムの設計に最適化するには、その解析ツールの妥当性を検定する必要がある。本研究ではこの検定を多次元二流体モデルによる詳細解析で行うことを想定し、そこで必要となる揚力モデル及び乱流拡散モデルの流路スケールに対する適用性の評価を行った。小口径管のデータベースとしてはLiuらのもの(内径約4cm)を用い、大口径管は筆者らが新たに取得したもの(内径20cm)を用いた。気泡径がほぼ等しい状態での気泡流データを筆者らが開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dで解析した。解析の結果、乱流拡散モデルに問題のあることが分かり、気泡径と流路スケールの相対関係に依存する新たなモデルを提案した。

論文

Assessment of REFLA/TRAC code for heat transfer enhancement phenomena during the reflood phase of PWR-LOCA

大貫 晃; 秋本 肇

Proc. of 5th Int. Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics,Operations and Safety, 00(00), p.1 - 6, 1997/04

PWR-LOCA再冠水期の熱伝達促進現象は、被覆管最高温度を予測する上で重要な現象である。原研で実施した大型再冠水試験では高出力バンドルでの熱伝達が促進された。本研究では、大型再冠水試験でのデータを使い、熱伝達促進現象に対する多次元二流体モデルコードREFLA/TRACの予測性能を評価した。炉心内での循環流の形成が予測され、高出力バンドルでの液上昇流速は低出力バンドルでのものより高くなった。高液上昇流速により熱伝達促進が予測され、その程度は半径方向出力分布形状によらず良くデータと一致した。REFLA/TRACコードの多次元モデルはPWR-LOCA再冠水期の熱伝達促進現象の予測に適用できる。

論文

Developed flow pattern and phase distribution under gas-liquid two-phase flow in a large vertical pipe and prediction of phase distribution by multidimensional two-fluid model

大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1670 - 1676, 1997/00

将来型原子炉システムの設計用ツールである多次元二流体モデルコードを高度化する研究の一貫として、大口径垂直管(内径20cm)での空気・水二相流データベースを新たに取得するとともに、気泡流相分布に対する多次元二流体モデル構成方程式の適用性を調べた。実験的にはスラグ流域での流動の乱れが小口径管の場合より大きいこと、相分布の変化する流量条件が小口径管の場合と異なることがわかった。解析的には単一のモデル定数では気泡流相分布を予測できないこと、気泡径の情報を取り込んだモデルを構築する必要のあることがわかった。

報告書

多次元二流体モデル構成方程式評価用コードACE-3Dの開発

大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇

JAERI-Data/Code 96-033, 76 Pages, 1996/11

JAERI-Data-Code-96-033.pdf:1.92MB

受動的安全炉の設計研究を多次元の二流体モデルコードにより高精度に行うため、二流体モデルの構成方程式の評価・開発に使用できる解析コードACE-3Dを開発した。本コードの特徴は、(1)基礎式は3次元の二流体モデル。直交座標系または円筒座標系が選択できる。(2)有限差分、半陰解法。(3)界面応力項として抗力、揚力、乱流拡散力、壁からの力、付加質量の各力を考慮する。(4)二相$$kappa$$-$$varepsilon$$乱流モデルの導入である。開発したコードにより既存の小口径垂直管内気泡流の解析を行い、二流体モデルの多次元用構成方程式の評価・開発に本コードが適用できることを確認した。本報告書では、ACE-3Dコードの概要を基礎式並びにその差分式により述べると共に、プログラム構造の概説、及びチェックの計算結果についてまとめる。

論文

Analysis of residual heat removal process due to natural circulation in a water pool of a passive safety light water reactor

大貫 晃; 新谷 文将; 秋本 肇

PHOENICS J. Comput. Fluid Dyn. Its Appl., 9(3), p.326 - 342, 1996/09

日本原子力研究所(原研)で設計を進めている受動的安全炉JPSRの成立性を左右するものとして重力注水プール内での余熱除去過程がある。原研ではこの余熱除去過程の設計用解析ツールとしてPHOENICSコードを採用し、物性値ルーチンの整備及び各種物理モデル(界面せん断力、界面熱伝達及び壁面熱伝達)の組み込みを行った。次に現設計案の余熱除去能力を調べるため、このコードによる解析を行った。解析結果によると、余熱を有する流入蒸気流量の約半分が凝縮されず格納容器側へ放出された。今後、計算グリッドや時間ステップ幅の感度解析を実施すると共に、物理モデルの妥当性についても実験データにより検証する必要がある。

論文

Application of simplified condensation model to PWR LBLOCA transient analysis with TRAC-PF1 code

秋本 肇; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(4), p.290 - 297, 1996/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:65.78(Nuclear Science & Technology)

加圧水型原子炉の大破断冷却材装置事故のシステム解析において、凝縮モデルの問題のためTRAC-PF1コードは非現実的な減圧を予測し多大な計算時間を必要とする。コールドレグに生成される凝縮二相流に対する計算を安定化するために、コールドレグ部の凝縮量総量を蒸気発生器側から流入する蒸気流量以下に制限する簡易凝縮モデルを開発した。円筒炉心試験、上部プレナム試験及びLOFT試験データを用い性能評価結果から、簡易凝縮モデルは計算を安定化し計算時間を短くすること、また、凝縮速度の過大評価による非現実的な減圧がなくなることで加圧水型原子炉の大破断冷却材喪失事故のシステム解析の予測精度を改善することが検証できた。

論文

Prediction of developing bubbly flow along a large vertical pipe by multidimensional two-fluid model; Development of multidimensional two-fluid model code and analysis under a low velocity

大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇

Proceedings of Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics, 0, p.75 - 82, 1996/00

受動的安全炉の設計に使用する高精度の解析ツールを開発するため、その第一段階として、二相$$kappa$$-$$varepsilon$$乱流モデルを含む多次元二流体モデルコードを開発し、低流速下での助走域内の大口径垂直管(内径0.48m)内気泡流に対する既存構成式の適用性を調べた。その結果、壁面から流路中央へ向かう揚力を生み出す揚力モデルにより大口径管内助走域での気泡流はほぼ予測できることがわかった。ただし、助走域での相分布の軸方向変化を乱流拡散モデルの単一の実験定数で統一的に精度良く予測できることは困難であった。今後、より広範な流量条件下で適用性を検討する必要がある。

論文

Investigation of centrifugal pump performance under two-phase flow conditions

G.R.Noghrehkar*; 川路 正裕*; A.M.C.Chan*; 中村 秀夫; 久木田 豊

J. Fluids Eng., 117, p.1 - 9, 1995/03

Furuya&Maekawaらの1次元2相流ポンプモデルを改良し、カナダのオンタリオハイドロ社で実施した実機ポンプ及び小型ポンプを用いた高温高圧の水/蒸気二相流試験結果につき、解析を行った。モデルの改良は、二相流時の解析安定性を向上する為、インペラ内での蒸発/凝縮率の予測項に含まれる仮想質量の気相密度を液相密度に換えることにより行った。LOCA時等に生じる二相流中でのポンプ水頭は、サクションボイド率がある値を越えると急速に劣化するが、実験では、実機ポンプは小型ポンプに比べ、高ボイド率で劣化が生じることが観察された。この、水頭劣化に対するポンプサイズの影響を、改良ポンプモデルを用いたパラメータ計算により調べ、大型のインペラ内では、気泡流からチャーン流への流動様式遷移がより大きなボイド率で生じると仮定することにより、劣化を生じるボイド率変化をよく予測できることがわかった。

報告書

TRAC-PF1コードの圧力損失計算モデルの改良

秋本 肇; 阿部 豊*; 大貫 晃; 村尾 良夫

JAERI-Data/Code 94-006, 40 Pages, 1994/07

JAERI-Data-Code-94-006.pdf:1.26MB

PWRプラント内の熱水力挙動の解析では、各部の圧力バランスにより流体の流れ方向が決定されるため、各部の圧力損失を正しく予測することが重要である。TRAC/PF1/MOD1コードによる圧力損失計算の予測精度を改良するために、壁面剪断力の気液への配分方法の改良、壁面剪断力相関式へのBaroczy相関の導入、および流路の拡大/縮小部における運動量保存式の差分方法の改良を行った。単管実験による圧力損失データ、Marviken臨界流試験データ、および円筒炉心試験で得られた破断コールドレグにおける圧力損失データを用いて予測性能を評価した結果、上述の改良により、TRAC-PF1コードでみられた原相関式とコードによる計算結果の不一致、拡大/縮小部における数値的原因による大きな圧力損失の評価誤差がなくなること、TRAC-PF1コードに比べて格段に精度よく圧力損失を予測できることを確認した。

論文

Elimination of numerical pressure spikes induced by two-fluid model

阿部 豊; 秋本 肇; 加茂 英樹*; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(12), p.1214 - 1224, 1993/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:60.79(Nuclear Science & Technology)

TRAC-PF1のような二流体モデルコードを用いてPWRのLOCA時再冠水過程のように水面が存在するような状況の計算を行う際、実験では見られない圧力スパイクが計算の初期に現われる。このような圧力スパイクはボイド率等他の変数にも影響を与えることから、これを抑制することは極めて重要である。本研究においては、この圧力スパイクの原因が、実際には存在していない水面上方の液相において大きな加速損失が発生するためであることを定量的に明らかにした。更に、この知見を基に水面上方の実際には存在していない液相の加速損失を自動的に軽減するための方法についての提案を行った。この方法により、従来の手法の利点を損なうことなく、二流体モデル計算において水面上昇時に発生する圧力スパイクを抑制できることを示した。

報告書

TRAC-PF1/MOD1コードへの原研再冠水モデルの導入

秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫

JAERI-M 93-027, 66 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-027.pdf:1.65MB

PWR LOCA再冠水期の炉心内熱水力学的挙動に対するTRAC-PF1コードの予測性能を向上するために、原研で開発された再冠水解析コードREFLAの物理モデルをTRAC-PF1コードに組み込んだ。両コードの物理モデルを比較し、(1)村尾-井口のボイド率相関式(2)液滴に対する抵抗係数相関式(3)膜沸騰領域の熱伝達相関式(4)クエンチ速度相関式(5)噴霧流に対する熱伝達相関式を選択し、TRAC-PF1コードに導入した。ボイド率を等価な界面剪断応力相関式に変換する方法を導出した。また、変換手法が解の安定性に与える影響について検討した。円筒炉心平坦出力試験データを用いて予測性能を評価し、上記の改良により再冠水時の炉心内熱水力学的挙動に対する予測性能が改善されることを確認した。また、セル分割法を種々に変えた感度解析を行い、改良モデル使用時のセル分割法に対する指針を得た。

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