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4模擬燃料バンドルにおける高圧域ボイド率分布計測永武 拓; 柴田 光彦; 上澤 伸一郎; 小野 綾子; 吉田 啓之
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
原子力機構で開発している核熱カップリングコードに適用する熱流動解析コードには、核計算に必要な実機条件での集合体内ボイド率分布評価が要求されているため、高温・高圧下で実験データを用いた妥当性確認が必要となる。そこで、コード妥当性確認のためのデータ取得を目的とし、ワイヤメッシュセンサを用い、44模擬燃料集合体バンドル内の瞬時ボイド率分布の計測を実施している。本報では、大気圧から2.6MPaまでの範囲において、圧力・流量をパラメータとした二相流実験を実施した結果について報告する。
安部 諭; 小尾 善男*; 佐藤 聡; 岡垣 百合亜; 柴本 泰照
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 13 Pages, 2022/03
A modeling of heat transfers with boiling transition (BT) and that after the occurrence of BT, called post-BT, is one of the key technical issues to estimate the duration of surface dryout and the peak cladding temperature during DBA (Design Basis Accident) and BDBA (Beyond Design Basis Accident) in light water reactors. Recently, CFD (Computational Fluid Dynamics) has emerged as a powerful tool for representing the heat transfer mechanism. Our main purpose is to obtain in-depth physical insight into the BT and post-BT phenomena by combining experiment and CFD simulation research. This paper introduces our developing activity for an integrated three-field two-fluid CFD methodology based on the Eulerian-Eulerian approach toward the accurate prediction of the dryout behavior from annular-mist to mist flow regimes. We implemented following interaction terms and functions into OpenFOAM ver.7, an opensource code developed by OpenFOAM foundation, as (1) Interaction terms between liquid film and droplets due to deposition and entrainment, (2) Interaction terms on the liquid interface between the liquid film and the gas phase on friction and heat conduction, (3) Heat transfer from the heated wall to the liquid film, (4) Dryout occurrence judgement and the switching function on the boundary condition. The dryout occurrence judgment is based on a correlation on critical film thickness, which is originally applied into the MARS (Multi-dimensional Analysis of Reactor Safety) code. A trial calculation with the developed solver called two Phase Three Field Euler Foam was performed to check the solver operation. The CFD could simulate temperature increase behavior due to the dryout occurrence, whereas here were still challenges in reproducing the transition from mist flow to single-phase vapor flow.
安部 諭; 岡垣 百合亜; 佐藤 聡; 柴本 泰照
Annals of Nuclear Energy, 159, p.108321_1 - 108321_12, 2021/09
被引用回数：3 パーセンタイル：45.99(Nuclear Science & Technology)Heat transfer in the rod bundle is augmented by the mixing vanes on the spacer grid. We conducted a computational fluid dynamics (CFD) simulation with three isotropic turbulence models - standard 
-epsilon, realizable -epsilon, and SST -omega models - to investigate the relationship between heat transfer and turbulence behaviors downstream a simulant spacer (with four vanes) in a single tube under single-phase flow conditions. Quantitatively, the predicted heat transfer coefficient (HTC), secondary flow intensity, and turbulence intensity with the SST -omega model displayed a better agreement (than the other isotropic models) with the correlation based on previous studies. Furthermore, the turbulence production was localized in the near-spacer region (z/D 
10, where D is the inner diameter), which corresponds with the HTC argumentation region. These results indicate that examining the turbulence production when discussing the HTC augmentation downstream the spacer is essential.
中村 秀夫
Proceedings of ANS International Conference on Best Estimate Plus Uncertainties Methods (BEPU 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/00
軽水炉の安全評価にて、システム解析コードを用いて不確かさを考慮した最適評価解析(BEPU)を行うとき、本来目標である高温高圧で多様な形状を有する実機での伝熱流動条件下に生じる事故現象の精確な予測には依然として残されている課題がある。その中で、主に流路サイズと圧力(流体物性)に依存した現象のスケーリングが関与する課題の例を挙げ、Keynote講演での議論に資する。
Liu, W.; 永武 拓; 柴田 光彦; 小泉 安郎; 吉田 啓之; 根本 義之; 加治 芳行
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/11
福島第一原子力発電所における事故を踏まえ、原子力発電所や再処理施設にある使用済燃料プールに対しては、冷却機能の喪失によるプール水位の低下に伴う、燃料の温度上昇に起因した燃料破損、再臨界等の事故発生防止のため、注水機能の強化等の安全対策が求められている。この使用済燃料プールにおける安全対策としては、可搬式スプレイによる注水が期待されているが、使用済燃料プールにおける冷却性能に関しては、評価手法が確立されていない。そこで、原子力機構では、事故時における使用済燃料プール挙動評価手法開発の一部として、スプレイ冷却性能評価手法の確立を目的とした研究を行っている。この評価手法開発においては、使用済燃料プールに保管された燃料集合体の冷却に直接関与することが考えられる気液対向流制限(CCFL)や、スプレイにより生成された液滴径がCCFL挙動に及ぼす影響などの基礎的な現象の明確化、及びコード検証用データの取得が必要である。本報では、現象の明確化、検証用データ取得のための試験を含む、本研究の計画について紹介する。
Jiao, L.; Liu, W.; 永武 拓; 上澤 伸一郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之; 高瀬 和之*
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2016/10
To construct a validation database for the two-phase flow numerical simulation codes, the wire-mesh sensor (WMS) technology was used to measure the air/water flows in an upward vertical pipe at the thermal fluid dynamic test facility of the JAEA. The test section is 4 m in length and 58 mm in inner diameter (D), two sets of three-layers-WMS were set separately at the elevations 20D and 28.5D from the air injection position. Different flow patterns are realized, e.g. bubbly flow, slug flow by changing the combination of air and water flow rate and consequently high reliability of the measured data was guaranteed. The wire influence on the flow was also evaluated in the present study. A new bubble-rising-velocity evaluation method was proposed by using the local WMS signal correlation method, which can provide more reliable bubble rising velocity than the correlation method used by other researches. The bubble distribution and rising velocity data can be used for the validation of CFD-like models for two-phase flows.
4 rod bundleLiu, W.; Jiao, L.; 永武 拓; 柴田 光彦; 小松 正夫*; 高瀬 和之*; 吉田 啓之
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10
原子力機構では、福島事故時炉心露出過程を明らかにするため、また、事故時を対象とした炉心内二相流解析の予測精度の向上を目的として、ワイヤーメッシュセンサーを用い、高温高圧条件(2.8MPa, 232
C)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ワイヤーメッシュセンサーを44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。本研究では、製作したワイヤーメッシュセンサーの計測性能を確認するため、空気-水二相流を用いて大気圧室温条件で試験を実施した。製作したワイヤーメッシュセンサー及び計測システムが正しくボイド率を計測できることを確認すると共に、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及び気泡速度・長さに関する知見を得た。
4 bundle at 2 MPaLiu, 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44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(202C), 2.1MPa(215C)及び2.6MPa(226C)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。
工藤 保; 鬼沢 邦雄*; 中村 武彦
JAEA-Evaluation 2015-011, 209 Pages, 2015/11
JAEA-Evaluation-2015-011.pdf:10.36MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改訂)等に基づき、平成26年9月29日に「安全研究」に関する事後・事前評価を安全研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、安全研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された平成22年4月から平成26年9月まで及び平成27年度以降の安全研究センターの運営及び安全研究の実施に関する説明を受け、今期中期計画期間及び次期中長期計画期間の研究開発の実施状況について、研究開発の必要性、有効性、効率性等の観点から評価を行った。本報告書は、安全研究・評価委員会から提出された事後・事前評価結果(答申書)をまとめるとともに、本委員会での発表資料、及び評価結果に対する原子力機構の措置を添付したものである。
作花 拓*; Jiao, L.; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之; 高瀬 和之
日本機械学会2015年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 5 Pages, 2015/09
二相流解析コードTPFITの気泡流解析に対する妥当性の確認を目的として、燃料集合体内サブチャンネルの形状を簡略模擬した円管流路実験装置を使って、流路内を流れる気泡流のボイド率分布をワイヤメッシュセンサで計測し、解析結果との比較を通してTPFITの予測性能を明らかにした。今回は、隣り合う燃料棒とのクリアランスを一定に保つために燃料集合体内に設置されるスペーサの形状を簡略模擬した障害物を流路内に設置し、スペーサ等の障害物が気泡流の挙動に及ぼす影響を実験的及び数値解析的に評価した。この結果、障害物の存在によって流れが加速されるために障害物周囲でボイド率が急激に上昇することや障害物直後に形成される循環流域に小気泡が巻き込まれて停滞することなど、特徴的な挙動を数値的に解析できることを確認した。
佐藤 聡; 丸山 結; 浅香 英明*; 中村 秀夫
no journal, ,
単一模擬燃料棒体系及び22バンドル体系下において低温時反応度事故の熱水力条件を模擬した過渡ボイド挙動試験を実施した。両体系においてそれぞれ加熱等価直径の異なる二種類の試験体を用い、ボイド率の過渡変化に及ぼす加熱等価直径の影響が小さいことを明らかにした。
丸山 結; 佐藤 聡; 浅香 英明*; 中村 秀夫
no journal, ,
高温待機時の反応度事故を模擬した炉外高圧急速沸騰試験を実施し、ボイド反応度フィードバックを考慮した原子炉出力評価手法を構築するうえで不可欠なボイド率の過渡変化にかかわる知見を取得した。ボイド率の計測には、原子力機構で開発した水の電気抵抗変化を利用した高速応答計測手法を適用した。実機で想定される冷却水の圧力,流速,水温及び流路の加熱等価直径を条件とした一連の試験を通じてボイド率の時間変化及び空間分布の特性を把握するとともに、ボイド率と水温変化の計測結果を併用した熱バランスの評価に基づいて、急速なサブクール核沸騰発生時において水の温度上昇に寄与する熱量と水の蒸発に寄与しボイド率の変化に影響する熱量を評価し、両者の寄与に及ぼす水温の影響を明らかにした。
中村 秀夫
no journal, ,
軽水炉へ適用する熱水力の方法、実験、ベンチマークを扱う国際会議のワークショップへ、これまでに実施してきた軽水炉事故時の炉心冷却や熱水力挙動に関するROSA計画の成果を話題提供する。特に、熱水力解析コードの予測精度の考え方について、LSTFでの中破断事故やTPTFでの水平配管流動様式遷移実験など事故現象の模擬実験の結果や、原子力機構が主催したOECD-NEA ROSA計画のブラインド解析の経験を基に、議論のための視点を提供する。
中村 秀夫
no journal, ,
軽水炉へ適用する熱水力の方法、実験、ベンチマークを扱う国際会議のワークショップへ、これまでに実施してきた軽水炉事故時の炉心冷却や熱水力挙動に関するROSA計画の成果などを話題として提供する。特に、熱水力解析コードの予測精度やスケーリングの考え方について、LSTFでの中破断事故やTPTFでの水平配管流動様式遷移実験など事故現象の模擬実験の結果や、原子力機構が主催したOECD-NEA ROSA計画のブラインド解析の経験など、議論のための視点を提供する。
4バンドルにおける気液二相流ボイド率分布の計測Liu, W.; 永武 拓; Jiao, L.; 柴田 光彦; 小松 正夫*; 高瀬 和之; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、事故時を対象とした炉心内二相流解析の予測精度の向上等を目的として、ワイヤーメッシュセンサーを用い、高温高圧条件(2MPa, 212C)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ワイヤーメッシュセンサーを44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、空気-水二相流に対して、大気圧室温条件で実施した試験により得た、試験装置及び計測システムの妥当性確認結果や、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。
Jiao, L.; 高瀬 和之; Liu, W.; 永武 拓; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之; 柴田 光彦
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、軽水炉の燃料集合体内二相流挙動を数値的に予測する機構論的解析手法の開発を行っており、これまでに機構論的解析手法をベースにしたACE-3DやTPFITなどの詳細二相流解析コードの開発を行っている。これらの解析コードの検証の一環として、燃料集合体内ボイド率分布に対する予測精度を明らかにするために、ボイド率分布計測に実績のあるワイヤーメッシュセンサーを使って、燃料集合体内サブチャンネルを簡略模擬した流路体系でボイド率分布を計測する。ワイヤーメッシュセンサーによるボイド率計測技術を確立するとともに簡単流路のデータベースを構築するため,垂直円管における空気と水の二相流を広範囲に計測した。試験部は長さ4メートルと内径58ミリメートルの円管であり。三層-WMSを2セットを設置した、設置位置は空気注入口から1.15メートルと1.65メートルのところであり。空気は直径0.6mm/1mm/2mmのノズルから注入した。試験は、水の流量と空気の流量をパラメータとし、気泡流からスラグ流まで広い流動条件で実施し、二相流の詳細な情報を取得した。今後、大気圧常温条件でバンドル各サブチャンネル内のボイド率分布を計測する予定である。
4バンドルにおける気液二相流ボイド率分布の計測,2; 高温高圧条件蒸気-水実験によるボイド率分布計測永武 拓; 上澤 伸一郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
no journal, ,
過酷事故を含む事故時の炉心冷却を評価する上では、ポンプなどが停止した低流速条件での気液二相流の挙動の把握が重要となる。本研究では低流速時における、炉心内の気液二相流挙動を実験的に把握するため、ワイヤーメッシュセンサーを用いて模擬燃料集合体内ボイド率分布の計測を行っている。本報では、44の非発熱模擬燃料集合体試験装置を用いて、蒸気-水系二相流のボイド率分布を、0.1MPaから2.6MPaまでの範囲において計測した結果について報告する。
中村 秀夫
no journal, ,
軽水炉の安全評価に用いるシステム解析コードの性能評価(V&V)を行う時、対象とする軽水炉の熱水力現象に関するスケーリングの考慮が必要となる。ここでは、V&Vパネルセッションへの話題として、日本原子力学会標準「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン:2015」とOECD/NEAによるScalingに関するState-of-Art Reportの比較から、システム解析コードの備えるべき性能と課題について共通するポイントを、原子力機構が実施してきたOECD/NEA ROSAプロジェクトの例などを引き合いにして指摘し、かつ、軽水炉事故時の現象評価における問題点とCFD解析の役割と課題などを合わせて指摘した。
中村 秀夫
no journal, ,
システム解析コードを用いた軽水炉の安全評価解析では、不確かさを考慮した最適評価(Best Estimate)解析(BEPU)が考えられているが、解析コードの性能確認を行うためのV&V及び不確かさ評価における現象のスケーリングについては、実機条件への外挿性の担保など未解決の部分がある。ここでは、現象のスケーリングが関与する課題の例や今後の方向性について、OECD/NEAが策定したScaling State-of-Artレポートの例を交えて、現在の到達点と今後の課題を提示した。
