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1
内管加熱二重管における海水の非沸騰熱伝達への影響
上澤 伸一郎; Liu, W.; Jiao, L.; 永武 拓; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 吉田 啓之
日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.183 - 191, 2016/12
東京電力福島第一原子力発電所事故において、炉心の冷却のために海水が注入された。炉心が海水に晒されたことはこれまで経験がなく、海水注入による冷却材の物性値の変化や海水塩の析出が炉心の冷却能力へ与えた影響についての理解が求められる。また、現在の炉内状況把握のため、海水の伝熱流動評価モデルの作成が必要不可欠である。本論文では、非沸騰条件における二重管流路内の温度計測と流速分布計測を実施し、人工海水の伝熱流動特性について、純水やNaCl溶液との比較検証を行い、海水の伝熱流動評価モデルの作成を試みた。その結果、本実験においては、レイノルズ数2300[-]以上の強制対流域では、純水のみならず、人工海水やNaCl溶液においてもその伝熱流動特性はDittus-Boelterの式で示せることが確認されたとともに、加熱二重管内の流速分布においても作動流体に対する違いは見られなかった。自然対流が混じる共存対流の乱流域においても、人工海水やNaCl溶液のヌッセルト数は、純水と同様にグラスホフ数やプラントル数、レイノルズ数の無次元数で整理できた。このように、海水の物性値を考慮すれば、海水単相流の伝熱流動特性は、純水と同様の既存の伝熱流動評価モデルで評価できることが明らかにされた。
2
Two-phase flow measurement in an upward pipe flow using wire-mesh sensor technology
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.
3
Measurement of void fraction distribution in air-water two-phase flow in a 4$$times$$4 rod bundle
Liu, 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$$^{circ}$$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、9$$times$$9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
多成分系の影響を考慮した燃料溶融挙動解析手法の開発
永武 拓; 高瀬 和之*; 吉田 啓之
第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2016/06
原子力発電における安全性向上のため、シビアアクシデント解析手法の不確かさ低減が重要となる。この不確かさ低減のためには、溶融燃料の移行等で起こる様々な現象を評価する必要があるが、これらを実験でのみ把握することは困難である。したがって、本研究では燃料要素の溶融挙動を数値的に明らかにするため、粒子法(MPS法)をベースに、燃料溶融挙動解析コードPOPCORNを開発している。本報では、燃料溶棒溶融の際に重要となる化学反応の中で、ジルコニウム中の酸素の拡散及び水蒸気-ジルコニウム反応に着目し、これらを考慮した溶融モデルを用いた燃料の溶融解析を実施した。解析の結果、化学反応を考慮した場合、初期溶融位置等に違いが表れることを確認した。
5
Development of numerical simulation method for melt relocation behavior in nuclear reactors; Validation of applicability for actual core support structures
山下 晋; 徳島 二之; 倉田 正輝; 高瀬 和之; 吉田 啓之
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 5 Pages, 2016/06
原子力機構では、過酷時炉心溶融の挙動解明に資することを目的として、多相多成分熱流動数値解析手法(JUPITER)の開発を行っている。前報までに、炉心と下部プレナムを簡略模擬した体系において、発熱する物質と非発熱物の溶融移行挙動の計算を行い、定性的ではあるが、大規模体系においても安定に機能的に要求される結果が得られることを確認した。また、酸化反応モデル組込結果については、Baker-JustやCathcart-Pawelモデルといったアレニウス型のモデル式をJUPITERに導入し、JUPITER上で酸化膜厚や酸化発熱量の計算が可能であることを確認した。一方で、高温溶融物移行挙動解析機能の検証や実機炉内構造物中での溶融物移行挙動の不確かさといった問題がある。本報告では、形状による不確定性の緩和を目的として実機炉内構成材をできる限り正確に模擬した体系における溶融移行挙動計算及び、溶融移行挙動計算の妥当性の検証を目的とした実験解析を行った結果を示す。
6
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。
7
第23回原子力工学国際会議(ICONE-23)報告
高瀬 和之
日本原子力学会誌, 57(11), P. 747, 2015/11
日本機械学会(JSME),米国機械学会(ASME)及び中国原子力学会(CNS)の共同主催による第23回原子力工学国際会議(ICONE-23: The 23rd International Conference on Nuclear Engineering)が2015年5月17$$sim$$21日の5日間、千葉市幕張メッセの国際会議場で開催された。本報は、ICONE-23で行われたテクニカルセッション,パネルセッション,学生セッション並びに基調講演などに関する概要を日本原子力学会員に報告するものである。学会員に対して今後の国際会議での発表や運営に参考になるように、参加者数や発表形式などに重点を置くとともに執筆者の感想を添えた記載を行っている。
8
Evaluation of seawater effects on thermal-hydraulic behavior for severe accident conditions, 2; Heat transfer and flow visualization experiment by using internally heated annulus
上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之; 吉田 啓之
Proceedings of International Conference on Power Engineering 2015 (ICOPE 2015) (CD-ROM), 11 Pages, 2015/11
To understand the current status of the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, the progress of the accident has been calculated by severe accident analysis codes, for example, MAAP, SAMPSON and so on. However, effects of seawater are not considered in these calculations, although the seawater was attempted to inject into the reactors to cool down the nuclear fuels. In the present study, the objective is to understand the basic physical effect of the seawater on the thermal-hydraulic behavior without boiling. We measured and compared the thermal-hydraulic behavior in pure water, NaCl solution and artificial seawater with the concentration of 3.5wt% in a heat transfer and flow visualization experiment by using an internally heated annulus. Above Re = 2300 [-], the correlations between Nusselt number and Reynolds number in the NaCl solution and the artificial seawater were the same with that in the pure water. Moreover, the correlation can be predicted by Dittus-Boelter equation. Below Re = 2300 [-], the Nusselt numbers of each fluid correlated with the Rayleigh number. Therefore, considering physical properties of the NaCl solution and the artificial seawater, the thermal-hydraulics behavior without boiling in the NaCl solution and the artificial seawater was not different from the behavior in the pure water.
9
Evaluation of seawater effects on thermal-hydraulic behavior for severe accident conditions, 1; Outline of the research project
吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之
Proceedings of International Conference on Power Engineering 2015 (ICOPE 2015) (CD-ROM), 9 Pages, 2015/11
In the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, seawater was injected into the reactor to cool down the nuclear fuels. The injection of the seawater may change the thermal-hydraulic characteristics. Therefore, the thermal hydraulic behavior of seawater has to be evaluated to consider the current status of Fukushima Daiiichi Nuclear Power Plants. However, there is little information about the thermal-hydraulic characteristics of seawater. In order to understand the effects of the seawater on the thermal hydraulic behaviors, a research project was started in Japan Atomic Energy Agency. In this research project, we performed two-different type experiments, one is a heat transfer and visualization experiment by using an internally heated annulus, the other is a heat transfer experiment by using a degraded core simulated test section. In this paper, the outline of the research project and examples of results are reported. For single phase flow conditions, heat transfer coefficients of evaluated by the existing correlation and thermal properties of the artificial seawater almost agreed with the experimental results. For two-phase flow conditions, the results of the artificial seawater were different from that of pure water and the NaCl solution. In the artificial seawater, small solid depositions were observed, and it was considered that these solid depositions affected the thermal hydraulic behavior of the artificial seawater.
10
JUPITERコードによる過酷時炉内構造物内の溶融物移行挙動に関する数値的検討
山下 晋; 徳島 二之; 倉田 正輝; 高瀬 和之; 吉田 啓之
日本機械学会第28回計算力学講演会論文集(CD-ROM), 3 Pages, 2015/10
原子力機構では、過酷事故時炉内状況の詳細な把握に向けて、多相多成分熱流動解析コードJUPITERを開発している。本研究では、JUPITERの形状入力データとして、3次元CADにより作図された詳細な炉心支持構造物を用い、その構造物間での溶融物の移行挙動予備解析を実施した。また、JUPITERの妥当性検証の一環として、模擬炉心支持構造物内での溶融物の流動挙動試験結果との比較検討を行った。その結果、予備解析では、複雑な炉心支持構造物内を溶融炉心が相変化をしながら移行していく挙動や、燃料支持金具等を破損させる挙動等を確認することができた。また、検証計算では、定性的ではあるが、実験結果と比較を行い、境界条件や物理モデルの更なる精度向上が必要であることを確認した。
11
スペーサによる流路断面変化が流体挙動に及ぼす影響に関する数値シミュレーション
北村 竜明*; 坂本 健作; 高瀬 和之
可視化情報学会誌, 35(Suppl.2), p.59 - 60, 2015/09
超臨界圧水冷却炉の炉心熱設計において、燃料被覆管材料の健全性及び信頼性の観点から被覆管表面最高温度は700$$^{circ}$$Cに制限されている。しかしながら、原子炉の熱効率を向上させるためには炉心出口冷却材温度を上昇させる必要があり、その結果として燃料被覆管表面温度の上昇を招くことが課題となっている。そこで、被覆管表面近傍の熱伝達率を向上させることによって燃料被覆管表面温度の低下を可能にするために、燃料被覆管表面温度が高温になる領域に対して乱れ促進用スペーサを設置することを計画した。本研究では、温度低下の妥当性を調べるために予備的なシミュレーションを行った。その結果、燃料被覆管表面温度の低下に対し、乱れ促進用スペーサが有効であること及び乱れ促進用のベーンの角度が温度低下に大きく影響することがわかった。
12
流路内に設置した模擬スペーサ周りの気泡流挙動とボイド率分布に関する実験と解析
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。
13
Development of numerical simulation method for relocation behavior of molten materials in nuclear reactors; Relocation behavior in a simplified core structures
山下 晋; 高瀬 和之; 吉田 啓之
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
福島第一原子力発電所事故では、全交流電源喪失による炉心冷却システムの停止によって、原子炉内に設置されている燃料集合体が高温になり、その結果発生した燃料溶融が次第に拡大し、炉心の崩落を引き起こしたと考えられる。このような炉心溶融事象の進展を明らかにすることで現在の原子炉の状況を推定するとともに、今後のアクシデントマネージメント等を検討するためには、炉心溶融による溶融物の凝固や移行挙動を現象論的に予測できる数値解析コードが必要である。そこで原子力機構では、数値流体力学的手法に基づいた、現象論的な溶融物挙動の評価を可能とする数値解析手法を開発している。前報では、崩壊熱を有する燃料物質及びそれを持たない炉内構造物を区別して溶融移行過程を解析するために、従来の固・気・液3相2成分流体解析手法に対して、崩壊熱を有する燃料物質のための金属成分を追加した固・気・液3相3成分解析手法を構築し、炉内を簡略模擬した体系にて、炉内構造物の溶融・移行過程予備解析を実施した。その結果、実機に近いスケール及び複雑な体系において、発熱物質と非発熱物質が相互作用しながら、安定して計算できることを確認した。しかしながら、解析手法に対する検証が実施されていないという問題があった。そこで、本報では、解析手法に対する妥当性を評価するための検証計算の結果を示すと共に、過酷時の炉内溶融事象の重要な支配因子の一つと考えられている輻射伝熱モデルの構築、並びに模擬炉心支持構造物内の溶融物移行過程の予備解析結果について報告する。
14
The Thermal-hydraulic behavior of seawater in an internally heated annulus
上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; 高瀬 和之; 吉田 啓之
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
The progress of the 2011 Fukushima Daiichi nuclear disaster has been calculated by severe accident analysis codes to understand the current status of the reactors. However, effects of seawater are not considered in these calculations, although the seawater has been attempted to inject into the reactors to cool down the nuclear fuels. In the present study, we evaluated the thermal-hydraulic behavior of the pure water, the manmade seawater and the NaCl solution in the internally heated annulus with the measurement of temperature, boiling behavior, velocity distributions and deposition of crystals, in order to inform about the effect of the seawater. From the experiment, considering physical properties and inlet velocity of fluid, the heat transfer coefficients in the manmade seawater and the NaCl solution are the same values with that in the pure water in the single phase condition. However, in the boiling condition, the heat transfer coefficients in the manmade seawater and the NaCl solution are more largely increased than that in the pure water with increasing the input heat flux. The difference of the heat transfer is concerned with the difference of the boiling behavior and the velocity distributions in each fluid. As one of the causes of the difference of boiling behavior and velocity distribution, the deposition of crystals is considered. In fact, the deposition of crystals of CaCO$$_{3}$$ was observe in the internally heated annulus with the manmade seawater.
15
Development of popcorn code for simulating melting behavior of fuel element; Fundamental validation and simulation for melting behavior of simulated fuel rod
永武 拓; 吉田 啓之; 高瀬 和之; 倉田 正輝
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
For improvement of Severe Accident (SA) codes, a detailed core relocation process has to be clarified because the numerical methods in SA codes for analyzing the core relocation process are simplified. Especially, it is very important to understand precisely the melting behavior of fuel elements including fuel rods, fuel channel boxes and control rods. Then we have been developing the numerical method for analyzing fundamental melting behavior of the fuel elements based on the original POPCORN code. The POPCORN code was developed in Japan Atomic Energy Agency (JAEA) based on the Moving Particle Semi-implicit (MPS) method. In the present study, we introduced the numerical analysis models for phase change, surface tension and multi components to the original POPCORN code. This paper shows the outline of the simulation methods and results of numerical simulations, and it was confirmed from the present results that melting behavior called candling can be simulated numerically.
16
Study on heat transfer surface temperature variation during pool nucleate boiling by measuring instantaneous surface temperature distribution with infrared radiation camera
小泉 安郎; 高橋 和希*; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之; 高瀬 和之
Proceedings of 9th International Conference on Boiling and Condensation Heat Transfer (Boiling & Condensation 2015) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/04
核沸騰熱伝達素過程解明を目的として、圧力0.101MPaの下、プール沸騰熱伝達実験を行った。伝熱面には銅プリント基盤を用いた。プリント基盤の銅薄膜厚さは35$$mu$$m、ベークライト板厚さは1.57mmであった。銅薄膜は、伝熱面部及び電極部と電圧タップ部を除いてエッチングで取り除いた。伝熱面の大きさは10mm$$times$$10mmであった。銅伝熱面背面のベークライト板部分を7mm$$times$$10mmに亘って取り除き、銅薄膜背面を剥き出しにした。剥き出しになった銅薄膜背面の瞬時温度分布を計測速度120Hz、空間分解能0.315mm$$times$$0.315mmで赤外線放射温度計により測定した。限界熱流束直前の伝熱面温度は全体に亘って定常的に低い温度に維持されていた。限界熱流束点まで熱流束が上げられると、小さな高温部が現れ、他の部分は低い温度に保たれたまま、この小さな高温部は拡大、縮小を繰り返しながら次第に大きさを増し、ついにはこの高温部は拡大をはじめ伝熱面全体的に高温となり、伝熱面の物理的焼損に至った。伝熱面の物理的焼損に至る過程では、伝熱面は高温部と低温部に区分されていた。瞬時伝熱面測定結果から得られた伝熱面熱流束分布は、低温で濡らされた領域と高温部で乾いた領域に伝熱面は区分けされて、この二つの領域の境界は行き来を繰り返して次第に乾き面が大きくなり、伝熱面の物理的焼損に至る過程を明確に示していた。
17
第22回原子力工学国際会議
高瀬 和之
日本原子力学会誌, 57(2), P. 126, 2015/02
日本機械学会(JSME), 米国機械学会(ASME)及び中国原子力学会(CNS)の共同主催による第22回原子力工学国際会議(ICONE-22)が2014年7月7$$sim$$11日までの5日間、チェコのプラハで開催された。本報は、ICONE-22で行われたテクニカルセッション、パネルセッション、学生セッション並びに基調講演などに関する概要を日本原子力学会員に報告するものである。学会員に対して今後の国際会議での発表や運営に参考になるように、参加者数や発表形式などに重点を置くとともに筆者の感想を添えた記載を行っている。
18
CFD analysis
高瀬 和之; 三澤 丈治*
Supercritical-Pressure Light Water Cooled Reactors, p.301 - 319, 2014/12
超臨界圧軽水炉の熱流動解析を可能にすることを目的として、気液二相流解析コードACE3Dに超臨界水解析機能を導入し、導入した解析機能の妥当性を調べた。超臨界水の解析に対応するため、常圧から25MPaを超える超臨界圧領域まで対応できるように水の熱物値の適用範囲を拡張した。また、燃料棒表面温度の予測精度を向上させるため、等価渦粘性モデルを導入した。既往の円管内伝熱実験や7本バンドル伝熱実験を模擬した解析を行い、改良したACE3Dを使って超臨界水の熱流動挙動を予測できることを確認した。
19
超臨界流体中に存在するスペーサまわりの伝熱流動に関する数値解析
北村 竜明*; 坂本 健作; 高瀬 和之
日本機械学会第27回計算力学講演会論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2014/11
超臨界圧水冷却炉の熱設計を行う上で、超臨界流体の伝熱流動を正確に把握できる解析手法の整備が重要である。臨界圧力よりも高い超臨界圧の状態では、温度の上昇に伴って流体の密度は連続的に減少する。しかも、擬臨界温度近傍において密度変化の急な領域が存在し、その領域で流体の定圧比熱は極大値を示す。このような超臨界流体の特性を正確に予測するために、超臨界圧条件を模擬できる流体熱物性値を導入した解析コードの開発を行っている。これまでに乱流モデルや並列計算法についての検討を行うとともに、2つの円管流路間や4本バンドル体系でのサブチャンネル間を水平方向に移行するクロスフロー挙動を解析的に評価できることを確認した。本報では、スペーサ付き炉心燃料集合体内サブチャンネルを簡略模擬した4本バンドル体系で実施した熱流動挙動解析の結果について述べる。本研究によって、スペーサに羽根状突起を設けた場合には、突起後方で旋回流が発生しており突起の迎え角に依存する乱れの増加によって流体温度混合は促進することが明らかになった。
20
Numerical simulations on melting behavior of simulated fuel elements based on particle method
永武 拓; 吉田 啓之; 高瀬 和之; 倉田 正輝
Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/11
As for improvement of Severe Accident (SA) codes, a detailed core relocation process has to be clarified because higher prediction results are obtained by numerical methods in the SA codes. Especially, it is very important to understand precisely the melting behavior of fuel elements. Then we have been developing the numerical method for analyzing fundamental melting behavior of the fuel elements based on the original POPCORN code. The POPCORN code was developed in Japan Atomic Energy Agency (JAEA) based on the Moving Particle Semi-implicit (MPS) method. In the present study, we introduced the numerical analysis methods for phase change, surface tension and multi components to the original POPCORN code. This paper shows outline of simulation methods and results of numerical simulations. From the results, melting behavior called candling can be simulated numerically.