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論文

Numerical simulation of two-phase flow in fuel assemblies with a spacer grid using a mechanistically based method

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。

論文

Flow regime and void fraction predictions in vertical rod bundle flow channels

Han, X.*; Shen, X.*; 山本 俊弘*; 中島 健*; 孫 昊旻; 日引 俊*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 178, p.121637_1 - 121637_24, 2021/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Thermodynamics)

This paper studies the flow regimes, their transitions and the drift-flux correlations in upward gas-liquid two-phase flows in vertical rod bundle flow channels. The flows are classified into 5 flow regimes, namely, bubbly, finely dispersed bubbly, cap-bubbly, churn and annular flows according to their different flow characteristics. Transition criteria between the flow regimes are proposed mechanistically. Those criteria can correctly predict 83% of the existing experimental observation of the flow regime. The drift-flux correlations for the distribution parameter and the drift velocity are also improved. The void fractions predicted by those correlations are compared with the existing experimental data, showing satisfactory agreement with mean relative error of 8%.

論文

Development of an integrated computer code system for analyzing irradiation behaviors of a fast reactor fuel

上羽 智之; 根本 潤一*; 伊藤 昌弘*; 石谷 行生*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大塚 智史

Nuclear Technology, 207(8), p.1280 - 1289, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

高速炉燃料集合体の冷却材熱流動、燃料ピンの照射挙動、燃料ピン束の照射変形を連成して解析する統合計算コードシステムを開発した。このシステムは複数の計算コードから構成され、各コードが計算に必要とする情報を他のコードの計算結果から得るようになっている。これにより、照射下の燃料集合体における熱,機械,化学的挙動を関連させて解析することができる。本システムの機能確認のテスト解析として、高速炉で照射した混合酸化物燃料ピン束集合体の照射挙動解析を実施した。解析結果は集合体の横断面図、集合体や燃料ピンの3次元イメージモデル上に描画した。更に、解析で得られた燃料ピンの様々な照射挙動について、照射条件の影響を評価した。

論文

Numerical simulation of two-phase flow in 4$$times$$4 simulated bundle

小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00583_1 - 19-00583_12, 2020/06

原子力機構では、過渡事象における詳細な炉内出力分布の予測を行うことにより燃料設計最適化や安全性向上を図ることを目的とし、3次元詳細核熱カップリングコードの開発に着手している。その中で、熱流動評価を行うコードの候補の一つとしてVOF法に基づいた詳細熱流動解析コードJUPITERを炉内二相流挙動解析のために適用することを検討している。本研究では、軽水炉燃料集合体を模した4$$times$$4バンドル体系において、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて二相流動の解析を実施し、既存に報告されているバンドル内気液二相流の可視化研究やボイド率計測結果をもとに、解析手法の妥当性の検討、および課題の抽出を行った。

論文

Experimental study on local interfacial parameters in upward air-water bubbly flow in a vertical 6$$times$$6 rod bundle

Han, 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:4 パーセンタイル:49.6(Thermodynamics)

This paper presents a database of local flow parameters for upward adiabatic air-water two-phase flows in a vertical 6$$times$$6 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.

論文

Local gas-liquid two-phase flow characteristics in rod bundle geometry

Xiao, Y.*; Shen, X.*; 三輪 修一郎*; 孫 昊旻; 日引 俊*

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

ロッドバンドル体系における二流体モデルの構成式の高度化を図るために、6$$times$$6ロッドバンドル体系における上昇気液二相流実験を実施した。ボイド率や界面積濃度等の局所流動パラメータを2針式光プローブで計測した。計測した断面平均ボイド率と界面積濃度の結果と、既存ドリフトフラックスモデルや界面積濃度相関式から予測した結果と比較した。

論文

Analyses of deformation and thermal-hydraulics within a wire-wrapped fuel subassembly in a liquid metal fast reactor by the coupled code system

上羽 智之; 大島 宏之; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 317, p.133 - 145, 2017/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:70.7(Nuclear Science & Technology)

ワイヤスペーサ型高速炉燃料集合体における燃料ピンバンドル変形挙動と冷却材熱流動挙動の解析を、ピンバンドル変形解析コードのBAMBOOと熱流動解析コードのASFREを連成させることにより行った。連成解析の結果、スエリングやクリープによってBDIが生じたピンバンドル変形の影響により、集合体内の冷却材の径方向温度分布は平坦化する方向に変化することが示された。このような温度分布の平坦化は、BDIが厳しくなる前の段階においても、ワイヤ張力が原因で生じるピンの湾曲変形により、僅かではあるが生じることも示された。また、ワイヤピッチに依存してピンバンドルの変形状態が変わるが、これによる熱流動への影響についても考察した。

論文

Heat conduction analyses on rewetting front propagation during transients beyond anticipated operational occurrences for BWRs

与能本 泰介; 柴本 泰照; 佐藤 聡; 岡垣 百合亜

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1342 - 1352, 2016/09

AA2015-0497.pdf:1.05MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:36.52(Nuclear Science & Technology)

BWRの運転時の異常な過渡変化を超える過渡事象におけるドライアウトした燃料表面のリウェット挙動に関して、当研究グループで以前実施した研究では、リウェット直前の冷却として定義する先行冷却により、その伝播速度が強く支配されることが示された。本研究では、この先行冷却の特徴を把握するために、実験結果に対して、さらに工学解析と熱伝導解析を実施した。特徴把握のため、まず、先行冷却を熱伝達率評価値を用いて定量的に定義し、先行冷却が開始するタイミングでの被覆管温度の関数としてリウェット速度を検討した。その結果、リウェット点近傍での最大伝熱量によりリウェット速度が制限される傾向が示され、熱伝導解析の結果と整合した。

論文

Measurement of void fraction distribution in steam-water two-phase flow in a 4$$times$$4 bundle at 2 MPa

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、9$$times$$9三層式ワイヤーメッシュセンサーを4$$times$$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$$^{circ}$$C), 2.1MPa(215$$^{circ}$$C)及び2.6MPa(226$$^{circ}$$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。

報告書

高速炉燃料集合体におけるBDI挙動評価手法の開発; 炉外バンドル圧縮試験技術の改良

東内 惇志; 石見 明洋; 勝山 幸三; 上羽 智之; 市川 正一

JAEA-Technology 2015-057, 72 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-057.pdf:36.91MB

高速炉の炉心燃料集合体では、燃焼度が高くなると燃料ピン束とラッパ管の機械的相互作用(BDI)が発生する。高速炉燃料の高性能化に向けて、太径燃料ピンのBDI挙動を予測することが必要になることから、照射燃料集合体試験施設(FMF)において太径燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験手法を確立した。これまでに「常陽」や「もんじゅ」の細径燃料ピン、FFTF炉仕様の燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験を実施してきたが、ホットイン後においても従来と同様の炉外バンドル圧縮試験を行うため、バンドル圧縮試験装置をセル外に設置し、圧縮の都度バンドル試験体をセル内に搬入し、X線CT検査装置により内部観察を行う新たな試験手法を確立した。本技術開発によりセルのホットイン後においても炉外バンドル圧縮試験を実施できることを確認した。本技術は、高速炉燃料の健全性評価、BDI解析コードの検証に加え、安全設計ガイドラインの具体化に向けた検討に反映可能である。また、フランスで開発が進められている技術実証炉「ASTRID」のBDI挙動評価にも反映が期待できる。

論文

Current status of thermal/hydraulic feasibility project for reduced-moderation water reactor, 2; Development of two-phase flow simulation code with advanced interface tracking method

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。

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

Critical power prediction for tight lattice rod bundles

Liu, W.; 大貫 晃; 玉井 秀定; 秋本 肇

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10

37本燃料棒間ギャップ幅1.0mm定常限界出力試験データを用いて、既存相関式を改良した。全ての37本バンドルデータ(ギャップ幅1.3mm, 1.0mm, データ総数295)に対する計算精度は、標準偏差で7.35%であった。拡張性を評価するため、BAPLデータとも比較した結果、よく一致することを確認した。また、改良式は各パラメータの限界出力への効果をよく評価できることも確認した。改良限界出力相関式をTRACコードに組み込み、異常な過渡事象を解析した。その結果、過渡時のBT判定が定常用限界出力相関式の計算精度の範囲内で評価できることがわかった。

論文

Proving test and analyze for critical power performance in the RMWR tight lattice rod bundles under transient condition

Liu, W.; 玉井 秀定; 大貫 晃; 呉田 昌俊*; 佐藤 隆; 秋本 肇

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 10 Pages, 2005/05

本研究は、7本,37本稠密バンドルを用いて、強制循環並びに自然循環で水冷却増殖炉で想定される異常な流量低下と出力上昇に対して、初期条件(初期質量速度や初期出力),流量低下速度や出力上昇速度,最低下時流量や最高出力をパラメータとして多くの過渡試験を行った。稠密二重炉心体系においても、想定された異常な過渡変化において、その限界出力は準定常で見なせることができることを実験から確かめた。また、原研が開発した最新版限界出力相関式を過渡解析コードTRAC-BF1に組み込み、過渡時の限界出力の予測性能を評価した。改良TRACが高度で過渡限界出力を評価できることを確認した。

論文

Critical power correlation for tight-lattice rod bundles

Liu, W.; 呉田 昌俊; 大貫 晃; 秋本 肇

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(1), p.40 - 49, 2005/01

 被引用回数:7 パーセンタイル:47.08(Nuclear Science & Technology)

原研7本軸方向一様発熱データ,7本,37本軸方向非一様発熱(低減速スペクトル炉の軸方向出力分布を模擬)データを用いて、稠密バンドル用限界出力相関式を開発した。低質量速度領域と高質量速度領域に分けてそれぞれの領域用の式を開発した。低質量速度領域用で(限界クオリティ-限界環状噴霧流長さ)型の式であり、高質量速度領域用で(局所限界熱流束-限界クオリティ)型の式である。新相関式は694点の全原研データを標準偏差6%の精度で計算できた。また、新相関式の拡張性を評価するため、BAPLデータとも比較した。標準偏差7.7%の精度で177点のBAPLデータを予測することができた。新相関式は各パラメータの限界出力への効果もよく評価できた。新相関式の適応領域は下記の通り:ロッドギャップは1.0-2.29mm、発熱長は1.26-1.8m、質量速度は150-2000kg/m$$^{2}$$s、圧力は2.0-11MPaである。

論文

Predicted two-phase flow structure in a fuel bundle of an advanced light-water reactor

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。

論文

Laser pattern profile emitted through optical glass fiber bundle with load

山内 俊彦

Japanese Journal of Applied Physics, 43(9A), p.6473 - 6474, 2004/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Physics, Applied)

自由電子レーザー等のレーザー用光学バンドルファイバーを通ったHe-Neレーザーの出力分布は、ファイバーに加えられた負荷に強く依存する(横モード変調)。出力分布半径の増分は、負荷とともに指数関数的に増加する。これはマイクロベンディングに起因していると考えられる。一方、遅延時間もまた負荷とともに指数関数的に増加する。この遅延時間は、ピコ秒程度と小さい。

論文

Critical power in 7-rod tight lattice bundle

Liu, W.; 呉田 昌俊; 秋本 肇

JSME International Journal, Series B, 47(2), p.299 - 305, 2004/05

低減速軽水炉の重要な開発課題の一つが、熱工学的成立性の確認である。本研究では、330MWeの低減速軽水炉の炉心を模擬した三角格子配列7本バンドル試験体を用いて、限界出力特性を調べた。実験は、低減速軽水炉の定格運転時のホットチャンネル条件を中心に、出口圧力,質量速度,入口水温,径方向ピーキング係数を系統的に変えて、約300点のデータを蓄積した。各パラメーターの限界出力や限界クオリティへの影響を調べた。また、設計式であるArai式を検証した結果、定格運転条件近辺では、評価式が実験値と予測精度$$pm$$10%程度で一致するが、定格運転条件以外の条件において、Arai式の予測性能が低下することがわかった。

論文

Experimental study on thermal-hydraulics and neutronics coupling effect on flow instability in a heated channel with THYNC facility

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$$^{2}$$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。

論文

稠密格子ロッドバンドルでの気液二相流流量配分に関する研究

大貫 晃; 柴田 光彦; 玉井 秀定; 秋本 肇; 山内 豊明*; 溝上 伸也*

日本混相流学会年会講演会2003講演論文集, p.35 - 36, 2003/07

原研で開発を進めている低減速軽水炉の熱流動設計では、サブチャンネル解析コード等による解析的な評価を中核に据えている。そのため、ボイドドリフトモデルをはじめとする物理モデルの稠密格子体系への適用性を検証する必要がある。本研究では19本稠密格子ロッドバンドル体系での気液二相流流量配分実験を行い、サブチャンネル解析コードの適用性を評価/検証する。チャーン流条件で取得した液相及び気相の流量配分実験結果をサブチャンネル解析コードNASCAにより評価した結果、液相流量分布は妥当に予測したが気相流量分布は過小評価した。ボイドドリフトモデルの適用性をさらに検討する必要がある。

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