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小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
原子力機構では、軽水炉燃料の安全性評価において必須である限界熱流束の評価において、新型燃料設計にかかわる大型モックアップ試験によるコストの削減や、想定外事象に対応するためにモックアップ試験の試験範囲よりも幅広い範囲において、限界熱流束を機構論に基づき評価する研究に着手している。本研究では、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて、スワールベーンおよびスプリットベーン付きの燃料集合体内の国際ベンチマーク問題を対象とした単相流解析および同体系における二相流解析を実施し、各種ベーンによる流動場および気泡挙動に与える効果、解析における課題の抽出を行った結果を報告する。
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, 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。
Liu, W.; 永武 拓; 柴田 光彦; 高瀬 和之; 吉田 啓之
Transactions of the American Nuclear Society, 114, p.875 - 878, 2016/06
原子力機構では、事故時炉心露出過程を明らかにするための炉内二相水位に深く関連する高温高圧低流量条件におけるボイド率特性の解明及び事故時炉心内二相流解析の予測精度の向上に関する研究を実施している。本報では、高温高圧低流量条件におけるバンドル内ボイド率分布データ及びコード検証するための気泡に関する詳細情報を取得することを目的として、ワイヤーメッシュセンサーを用い、高温高圧条件下でのバンドル内ボイド率データの取得を行っている。試験装置は、99三層式ワイヤーメッシュセンサーを4
4の模擬バンドル内に、軸方向2カ所に配置したものである。本報では、蒸気-水二相流に対して、1.6MPa(202
C), 2.1MPa(215
C)及び2.6MPa(226
C)条件で実施した試験により得た、炉心スクラム後を想定した低流量条件でのバンドル内ボイド率分布計測結果について報告する。
吉田 啓之; 玉井 秀定; 大貫 晃; 高瀬 和之; 秋本 肇
Nuclear Engineering and Technology, 38(2), p.119 - 128, 2006/04
日本原子力研究開発機構において開発が進められている超高燃焼水冷却増殖炉の熱設計においては、詳細二相流解析手法により、稠密炉心の除熱性能を評価する。この一環として本研究では、改良界面追跡法を用いた詳細二相流解析コードTPFITの開発を行っている。本報では、解析コードのベクトル並列化を行い、大規模解析に対応させるとともに、解析コード検証解析や稠密炉心を模擬した体系における解析結果を示す。
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。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 14 Pages, 2004/10
原研が開発を進めている水冷却増殖炉用稠密燃料集合体の二相流挙動を大規模シミュレーションによって予測する研究を行っている。本研究の結果、燃料棒表面が薄厚の液膜で覆われる,燃料棒間隔が狭い領域で液膜の架橋現象が起こる,蒸気は燃料棒間隔が広い三角ピッチ中心部をストリーク状に流れる、などの稠密燃料集合体特有の現象の定量把握に成功し、炉心熱設計の有効性を数値的に検証できた。
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, 3(3), p.233 - 241, 2004/09
現在の原子炉燃料集合体の熱設計において用いられるサブチャンネル解析コードでは、実験結果に基づく多くの経験式が必要である。日本原子力研究所において開発を進めている超高燃焼水冷却増殖炉では、燃料棒間ギャップ1mm程度の高稠密炉心が用いられるが、高稠密炉心におけるギャップ間隔などの影響について、十分な情報は得られていない。そこで高稠密炉心内気液二相流特性を、大規模数値シミュレーションによって解明する手法の開発を行っており、この一環として、高い体積保存性と界面輸送性を有する新たな界面追跡法を構築し、それを導入した二相流直接解析手法を開発した。本報では、開発した解析手法の詳細を示すとともに、検証計算の結果を述べる。本研究の結果、本提案の解析手法の気泡流に対する体積保存の誤差が0.6%以下であることを確認した。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 玉井 秀定; 小瀬 裕男*
日本機械学会2004年度年次大会講演論文集, Vol.2 (No.04-1), p.251 - 252, 2004/09
著者らは過渡的な界面構造を直接とらえることができる界面追跡法を利用した二相流直接解析コードの開発を行っている。本報では気泡流や液膜流を対象にして行った大規模シミュレーションの結果を示す。一連の解析の結果、(1)微細な気泡は下流へと移行しながら合体し、次第に大きな気泡が形成される,(2)気泡の合体により気液界面が大きく変形し、それに伴って発生する気泡周囲の流体の複雑な速度分布が気泡の合体をより促進させている、ことが明らかになるとともに、原子炉燃料集合体内狭隘流路を対象にして大量の気泡の合体と分裂のメカニズムについて有益な知見が得られた。
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。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Proceedings of the 1st International Symposium on Advanced Fluid Information (AFI-2001), p.227 - 232, 2001/10
核融合実験炉ITERの構成要素を約1/1600で模擬した試験装置を使って、冷却材侵入事象(ICE)下における沸騰二相流挙動を定量的に調べた、また、安全性評価解析コードTRAC-PF1を使って試験結果の検証計算を行い、プラズマチャンバー(PC)や真空容器(VV)に侵入した水の流動挙動を3次元的に把握した。本研究により次の成果を得た。(1)サプレッションタンク,リリーフ配管,ドレンタンク等から成るITER圧力抑制システムは圧力上昇の抑制に非常に有効であり、ITER圧力抑制システムの設計は妥当である。(2)圧力の上昇はPCやVVの内壁温度よりも侵入水温度の影響を強く受ける。(3)圧力抑制システムによる圧力上昇の抑制はリリーフ配管の断面積に依存する。(4)PC内に侵入した水の大部分はPCとサプレッションタンクの圧力が均圧するまでPC内に停滞する。その後PCの水はVVに停滞し、最終的にドレンタンクに移動する。(5)水浸入後300秒程度までの時間帯では、PC内の平均熱伝達率は水侵入とともに増大し水侵入終了時に最高値約1300W/mKを示し、その後は低下する。VVの平均熱伝達率は最高でも150W/m
K程度である。一方、PC底部に位置するダイバータ部の平均熱伝達率は水侵入終了時から顕著に上昇し300秒時に約1500W/m
Kを示す。
中村 秀夫
JAERI-Research 96-022, 135 Pages, 1996/05
本研究は、軽水炉事故時の気液二相流挙動予測を高精度化するため、水平二相流でのスラグ流の発生条件と関連素過程に対し、従来の小規模、低圧力での実験に基づく予測モデルの改良、又は相関式を新たに作成し、実規模流動への拡張を試みたものである。このため、TPTF蒸気/水試験装置と水平矩形ダクト空気/水試験装置の2つの実規模装置を用い、流動の模擬と可視化観察を行った。その結果、蒸気/水二相流でのスラグ流及び波状噴霧流への遷移境界を良く予測する為、改良Taitel-Duklerモデル、気液界面摩擦係数の実験式、改良Steen-Wallis相関式等が得られた。さらに、これらの改良モデルや相関式を連係して用いると、本研究での実験条件範囲内ではあるが、スラグ流が生じる流量範囲を、発生条件の流路高と系圧力への依存性と共に良く予測できることを確認した。
竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 和田 哲昌*; 松林 政仁; 鶴野 晃
Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.118 - 125, 1996/00
中性子ラジオグラフィのCT法を用いて軽水炉燃料を模擬した44ロッドバンドル内スペーサ近傍の空気-水二相流の3次元ボイド率分布を計測した。ロッドバンドル内スペーサ近傍の二相流の振る舞いは軽水炉の安全性研究において重要でありながら他の手法によっては観察が困難であったが、本計測により明りょうに可視化された。その結果、スペーサの影響がはっきりと観察され、中性子ラジオグラフィを軽水冷却原子炉の安全性研究のための熱水力研究における計測に応用できることが分かった。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.868 - 879, 1995/09
被引用回数:4 パーセンタイル:43.19(Nuclear Science & Technology)LOCA時の1次系内冷却材分布は、水平配管内の流動様式に依存する。特に、波状流からスラグ流への遷移は、界面波が気送流れを塞ぐ液スラグに成長する結果生じ、界面摩擦や流路の圧力損失の増加を伴うため、その予測は重要である。ところが、スラグ流遷移の予測には、波状流での水位予測が必要であるものの、予測に必要な気液界面摩擦係数は、スラグ流遷移時のような液深の深い波状流(ボイド率~0.6)でのデータや予測式が大変少なく、壁摩擦係数などで代用されることが多い。そこで、TPTF装置の水平円管テスト部(直径87及び180mm)を用いた、高圧(3-9MPa)の水/蒸気二相流実験を行い、スラグ流遷移境界近傍の波状流について調べ、界面摩擦係数を与える実験式を求めた。実験式はKelvin-Helmholtzの界面不安定性理論に基づくパラメータで構成され、TPTF実験結果での配管口径及び圧力依存性をよく表すことができる。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(7), p.641 - 652, 1995/07
被引用回数:5 パーセンタイル:49.46(Nuclear Science & Technology)ROSA-V/TPTF装置の水平管テスト部を用いた蒸気/水二相流実験(圧力≦12MPa)を行い、スラグ流から波状噴霧流への遷移は界面波頭からの液滴発生により生じ、液滴発生時の気液相対速度は圧力上昇と共に大きく減少することを見い出した。また、LOCA計算コード等に使用されているモデルや相関式の検討から、Steen-Wallis式を気液相対速度をパラメータとして改良すると、TPTF実験での液滴発生開始の圧力依存性が良く予測できることがわかった。更に、比較的低圧(約3MPa)では界面波高が高い為、より小さい気液相対速度で遷移が生じることが分かった。
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。
研究炉部
JAERI-Conf 94-002, 154 Pages, 1994/07
JRR-3M中性子ラジオグラフィ装置は平成3年度より一般利用を開始した。本装置の性能は高中性子束など世界第一級のものである。特にリアルタイムの鮮明な動画像が取得できることは広い応用分野を持つこととなった。所内における利用だけでなく、諸大学との協力研究が盛んに行われている。これらの成果を持ち寄り討論する場としてJRR-3M中性子ラジオグラフィ研究会を平成3年度に続いて、平成4年度も開催した。本報文集はこの第2回目となる研究会において発表された資料及び研究論文を収録したものである。なお、研究会は平成5年2月に2日間にわたって開かれ、研究発表12件、参加者約30名であった。
日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 米田 憲司*; 藤根 成勲*; 鶴野 晃; 松林 政仁
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 351, p.423 - 436, 1994/00
被引用回数:36 パーセンタイル:92.81(Instruments & Instrumentation)定常熱中性子ビーム場において中性子ラジオグラフィ高速度撮像システムを用い、金属容器内における流動現象の可視化実験を行った。実験は、撮影場における熱中性子束が1.510
n/cm
sに達するJRR-3M熱中性子ラジオグラフィ装置の第2撮影室で行った。この実験で使用した中性子ラジオグラフィ高速度撮像システムは、中性子用高感度蛍光コンバータLiF/ZnSiAg、最大増幅率100000倍のイメージ・インテンシファイア、1000フレーム/秒で14分間記録可能な高速度ビデオカメラシステムから構成される。試験部は2.4mmのギャップを持つ40mm幅の矩形流路で、空気-水二相流の1000フレーム/秒の撮影速度での可視化に成功した。気泡及び液膜の形状並びに振る舞いがはっきりと観察でき、気泡の上昇速度及び流動様式も計測できた。
中村 秀夫; 村田 秀男; 伊藤 秀雄; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 久木田 豊
可視化情報学会誌, 12(47), p.47 - 56, 1992/10
高圧の蒸気/水二相流の可視観察は、多くの工業分野、特に相変化や相分離/混合が複雑に関与した現象を扱う分野で必要とされている。従来、空冷を施した大型の内視鏡(ビデオプローブ)が使用されてきたが、測定対象の二相流に乱れを与える場合があった。原研では、プローブの流れへの影響を低減する為、照明、観察共に石英系光ファイバーを用い、PWRの運転条件(圧力16MPa、温度325C)でも無冷却で使用可能な小型プローブを開発した。ここでは、ROSA-IV/LSTF実験装置での使用/改良に基づく経験をまとめた。特に、高温の蒸気/水雰囲気での光学窓(サファイア)の腐食、高温での光ファイバーと金属製保護管との延び差吸収のためのスライド機構、鮮明な画像を得るための照明等の問題点をまとめ、併せて実験で得られたLOCA実験時の二相流観察例を紹介する。
中村 秀夫; 村田 秀男; 伊藤 秀雄; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 久木田 豊
ANS Proc. 1991 National Heat Transfer Conf., Vol. 5, p.175 - 180, 1991/00
高温高圧条件下での蒸気/水二相流の可視観察は、多くの工業、特に相変化や相分離/混合が複雑に関与した現象を扱う分野で大変必要とされている。従来、空冷を施した大型のビデオプローブが使用されてきたが、プローブの冷却とプローブ自身の流路閉鎖性により、測定対象の二相流に乱れを与える場合があった。原研では、プローブが流れに与える影響を低減する為、照明、観察共に石英系光ファイバーを用い、加圧水型原子炉の運転条件(~16MPa,~325C)下でも無冷却で使用可能な小型ビデオプローブを開発した。ここでは、本プローブを、ROSA-IV/LSTF実験装置で使用/改良した経験をまとめた。特に、高温蒸気/水雰囲気中でのサファイア光学窓の腐食、高温条件下での光ファイバーと金属製保護管との延び差吸収の為のスライド機構、鮮明な画像を得る為の照明等の問題点をまとめ、あわせて実験で得られた二相流の観察例を紹介する。
岡部 一治*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.785 - 797, 1987/10
被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)PWR LOCA時、ECC水バイパスおよび下部フレナムリフィル挙動の水力解析モデルを作成する為に、原研大型円筒炉心試験装置を使用して、フラッシング試験およびCCFL試験を実施した。フラッシング試験においては下部プレナムよりの二相混合体スウェリングにより、ECC水がバイパスされるのが観察され、このスウェル挙動は岡部らの提案によるボイド率相関式により良く記述された。ダウンカマ部CCFL試験のデータは、米国Battelle研究所で実施された同実験データと良く一致した。これらのスウェリング及びCCFLモデルを解析モデルとしてまとめ実PWRプラントのLOCA解析に適用した。その結果、現在の安全評価解析が、リフィル開始時の下部プレナム残存水量を零と予測しているのに対し、本モデルでは水の存在を予測している。ダウンカマ上部の残存水の効果を考慮しないと、再冠水開始時刻の予測の差は小さい。