Density, surface tension, and viscosity of molten Ni-based superalloys using the maximum bubble pressure and oscillating crucible methods

西 剛史*; 松本 早織*; 山野 秀将; 林 喜一郎*; 遠藤 理恵*; Bell, M. R.*; Neubert, L.*; Volkova, O.*

Steel Research International, p.2300766_1 - 2300766_6, 2024/00

https://doi.org/10.1002/srin.202300766

ニッケル基超合金について、密度は最大気泡圧法、粘度はるつぼ振動法、表面張力は最大気泡圧法により、測定データを得た。

無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 海上・港湾・航空技術研究所*

JAEA-Review 2022-070, 70 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-070.pdf:5.27MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、日英共同研究体制の下、耐放射線性を持ちつつ中性子検出効率を向上させた中性子検出器と、強力な切削能と収集能を持ったエンドエフェクタ並びにマニピュレータを融合させた燃料デブリサンプリング装置を開発し、それらを無人航走体へ搭載させた燃料デブリサンプリングシステムを構築することを目指すものである。さらに、システム位置を同定する測位システムと、光学カメラ、ソナー、今回開発する中性子検出器の計数情報を仮想現実システムへ投影させる技術を開発し、遠隔操作技術の向上に貢献する技術開発を行う。

Development of the simplified boiling model applied to the large-scale detailed simulation

小野 綾子; 山下 晋; 坂下 弘人*; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09

原子力機構ではVOF法に基づいた詳細熱流動解析手法を開発している。詳細解析において壁面からの沸騰を再現するには、ミクロスケールの気液挙動を考慮するがあり、膨大計算コストを必要とする。そこで、本研究では、計算コストを削減した簡易的な沸騰モデルを開発し、開発したモデルを用いてJUPITERで沸騰の再現解析を行い、実験から取得した気液挙動のデータと比較した結果を示す。

A Comparative CFD exercise on bubble hydrodynamics using Euler-Euler and interface tracking approaches

Dehbi, A.*; Cheng, X.*; Liao, Y.*; 岡垣 百合亜; Pellegrini, M.*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 15 Pages, 2022/03

Nuclear degraded cores produce fission product aerosols that may reach the environment if not removed by natural processes and/or filtering equipment. The transport paths of aerosols usually include transits through stagnant water pools. It is therefore essential to develop computational tools to predict the aerosols retention by water pools. Currently, this is mostly done with 1-D lumped-parameter codes that are too simplistic to capture the physics. It is hence worthwhile to attempt the CFD approach, which has recently become reasonably mature to address bubble hydrodynamics in low momentum two-phase flows. In this first comparative exercise, we restrict the investigation to a hypothetical parallelepiped water pool (228 cm) into which air is injected through a circular 4 mm ID orifice at low velocity of 0.2 m/s. We present predictions of the gas phase dynamics (void and velocity profiles) for both Euler-Euler and Interface Tracking (IT, Volume-of-Fluid (VOF)) methodologies. In addition, we compare bubble shape, volume and detachment frequency from various IT simulation codes (CFX, Fluent, Star-CCM+, OpenFOAM). Reasonable agreement is found between IT simulations near the injector, but discrepancies increase as one moves towards the free surface. The disagreement between the Euler-Euler and IT results is substantial throughout the domain. Future studies will consist of validation exercises against experimental data to highlight potential model deficiencies and point to ways of remedying them.

無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 海上・港湾・航空技術研究所*

JAEA-Review 2021-049, 67 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-049.pdf:7.54MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、日英共同研究体制の下、耐放射線性を持ちつつ中性子検出効率を向上させた中性子検出器と、強力な切削能と収集能を持ったエンドエフェクタ並びにマニピュレータを融合させた燃料デブリサンプリング装置を開発し、それらを無人航走体へ搭載させた燃料デブリサンプリングシステムを構築することを目指すものである。さらに、システム位置を同定する測位システムと、光学カメラ、ソナー、今回開発する中性子検出器の計数情報を仮想現実システムへ投影させる技術を開発し、遠隔操作技術の向上に貢献する技術開発を行う。

Effect of gas microbubble injection and narrow channel structure on cavitation damage in mercury target vessel

直江 崇; 木下 秀孝; 粉川 広行; 涌井 隆; 若井 栄一; 羽賀 勝洋; 高田 弘

Materials Science Forum, 1024, p.111 - 120, 2021/03

https://doi.org/10.4028/www.scientific.net/MSF.1024.111

J-PARCの核破砕中性子源に設置されている水銀標的容器は、水銀中に生じる陽子線励起圧力波が引き起こすキャビテーションによって損傷を受ける。キャビテーションによる壊食損傷を低減する方策として、キャビテーションを誘発する圧力波を低減するための水銀中への微小気泡注入に加えて、ビーム窓先端に狭隘流路を有する2重壁構造容器を採用した。損傷低減化策の効果を確認するために、使用後の標的容器先端部を切断し、内部に形成された損傷を観察した。その結果、積算出力1812MWh(平均強度434kW)で微小気泡を注入して運転した2重壁構造容器で観測された損傷は、積算出力1048MWh(平均強度181kW)の気泡を注入しない従来型容器で観測された損傷と同等であった。さらに、狭隘流路に接する側では、気泡が注入された水銀に接する側より著しく損傷が少ないことを確認した。

Development of a multiphase particle method for melt-jet breakup behavior of molten core in severe accident

Wang, Z.; 岩澤 譲; 杉山 智之

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 12 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/ICONE2020-16736

In a hypothetical severe accident in a light water reactor (LWR) nuclear power plant, there is a possibility that molten core released from the reactor vessel gets in contact with water in the containment vessel. In this so-called fuel-coolant interactions (FCIs) process, the melt jet will breakup into fragments, which is one of the important factors for a steam explosion, as a potential threat to the integrity of the containment vessel. In order to investigate the melt-jet breakup with solidification processes, a multiphase particle method is developed in this study. Benefiting from its Lagrangian description and meshless framework, the large deformed interfaces could be directly and easily captured by the particle motions. A simple transient heat conduction test is firstly carried out. Two important multiphase instabilities, namely the Rayleigh-Taylor instability and the Kelvin-Helmholtz instability, are studied since they play important roles during the melt-jet breakup. After that, a bubble rising benchmark is performed to show the feasibility of modelling for deformation and collapse. The results achieved so far indicates that the developed particle method is capable to analyze the melt-jet breakup with solidification processes.

Mitigation of cavitation damage in J-PARC mercury target vessel

直江 崇; 木下 秀孝; 粉川 広行; 涌井 隆; 若井 栄一; 羽賀 勝洋; 高田 弘

JPS Conference Proceedings (Internet), 28, p.081004_1 - 081004_6, 2020/02

https://doi.org/10.7566/JPSCP.28.081004

J-PARC核破砕中性子源の水銀ターゲット容器(SUS316L製)は、陽子線入射によって生じる水銀中の圧力波が引き起こすキャビテーションにより、ビームが入射する先端部厚さ3mmの壁が損傷する。キャビテーションによる損傷は、ビーム出力と共に増加するため、ターゲット容器の寿命を制限する因子となっている。J-PARCの目標である1MWにおける長期安定運転を実現するために、損傷低減化策として、圧力波抑制のための気泡注入に加えて、先端部に主流の4倍の流速を発生できる幅2mmの狭隘流路を有する先端部二重壁構造の容器を採用した。運転終了後に損傷低減化策の効果を確認するために、容器内壁を切り出して観察した。これまでの経験を踏まえ、確実に切出しを実施するためにコールド試験を通じて切出し条件を最適化して、2017年にターゲット2号機(損傷低減化策無し)、及び2018年に8号機(損傷低減化策有り)の切り出しを実施した。ワークショップでは、切出した試料の損傷観察結果を紹介すると共に、損傷低減化策の効果について報告する。

気液界面における不活性ガスの巻込みを考慮した液体金属中低濃度気泡流解析手法の研究

松下 健太郎; 伊藤 啓*; 江連 俊樹; 田中 正暁

第24回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2019/06

ナトリウム冷却高速炉の設計検討において、日本原子力研究開発機構では一次系統内の不活性ガス挙動評価コードSYRENAの開発・検証を行っている。本研究では、仮想的なタンク型炉を対象として、気液界面における不活性ガスの巻込みが一次系統内のガス挙動に与える影響を解析的に調べた。特に、一次冷却系統への気泡巻込みを抑制するために開口部を有する水平版(ディッププレート)を炉内自由界面下に設置した場合における気泡挙動への影響について調べた。その結果、ディッププレートは非凝縮性ガスの挙動に大きな影響を持ち、自由液面におけるガス巻込み量と開口部面積の関係によって一次系統内の不活性ガス量が複雑に変化することを明らかにした。

Numerical study on the potential of cavitation damage in a lead-bismuth eutectic spallation target

Wan, T.; 直江 崇; 粉川 広行; 二川 正敏; 大林 寛生; 佐々 敏信

Materials, 12(4), p.681_1 - 681_15, 2019/02

https://doi.org/10.3390/ma12040681

To perform basic R&D for future Accelerator-driven Systems (ADSs), Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) will construct an ADS target test facility. A Lead-Bismuth Eutectic (LBE) spallation target will be installed in the target test facility and bombarded by pulsed proton beams (250 kW, 400 MeV, 25 Hz, and 0.5 ms pulse duration). To realize the LBE spallation target, cavitation damage due to pressure changes in the liquid metal should be determined preliminarily because such damage is considered very critical from the viewpoint of target safety and lifetime. In this study, cavitation damage due to pressure waves caused by pulsed proton beam injection and turbulent liquid metal flow, were studied numerically from the viewpoint of single cavitation bubble dynamics. Specifically, the threshold of cavitation and effects of flow speed fluctuation on cavitation bubble dynamics in an orifice structure, were investigated in the present work. The results show that the LBE spallation target will not undergo cavitation damage under normal nominal operation conditions, mainly because of the long pulse duration of the pulsed proton beam and the low liquid metal flow velocity. Nevertheless, the possibility of occurrence of cavitation damage, in the orifice structure under certain extreme transient LBE flow conditions cannot be neglected.