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高松 邦吉; 中川 繁昭; 武田 哲明
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-12) (CD-ROM), 13 Pages, 2007/09
HTTRを用いた安全性実証試験は、高温ガス炉(HTGR)の固有の安全性を実証し、安全評価及び設計手法を高度化するために実施されている。反応度添加試験はHTTRの安全性実証試験の一つであり、原子炉出力制御系が動作しない状態で制御棒を引き抜くことで、急激な原子炉出力の上昇を模擬する。また、冷却材流量喪失試験は循環機3台中の1台又は2台を停止することで、原子炉出力の急激な減少を模擬する。本報告では、これら安全性実証試験の実測値を用いて新しい解析モデルを評価した結果を示す。特に、領域別温度係数,領域別温度上昇及び出力密度分布の関係を表す数式を用いて反応度の変化を明らかにした。
木村 暢之; 上出 英樹; Emonot, P.*; 長澤 一嘉*
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-12) (CD-ROM), 14 Pages, 2007/09
温度の異なる流体の混合により発生する温度変動に起因する高サイクル熱疲労現象を評価するために、平行三噴流水流動試験体系を対象とした流体構造連成解析を実施した。これにより、構造材表面での温度変動強度の減衰を定量的に明らかにするとともに、温度変動の伝達挙動の評価を行った。
江連 俊樹; 木村 暢之; 林 謙二; 上出 英樹
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-12) (CD-ROM), 13 Pages, 2007/09
原子炉容器のコンパクト化に伴い、炉容器内のナトリウム自由液面からのガス巻き込み防止が炉設計上の重要課題となっており、ガス巻き込みの発生基準や裕度を明らかにすることが求められている。本研究では、水-空気系の実験装置にて自由表面渦によって発生するガス巻き込みに関する可視化実験を行い、スキャニングミラーを用いた複数断面でのPIVを適用し、渦周囲の速度場の時間及び、空間的な発達過程を調査した。その結果、渦発達の重要な因子である下降流速の空間的な発達過程を明らかにした。
竹田 武司; 浅香 英明; 鈴木 光弘; 中村 秀夫
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-12) (CD-ROM), 3 Pages, 2007/09
PWR圧力容器上部ヘッド1%小破断LOCAを模擬したROSA/LSTF実験のRELAP5コード解析を行い、コードの予測性能を検証した。解析では、maximum bounding theoryに基づく、二相破断流の流出係数Cdを0.61とした破断モデルを組み込んだ原子力機構改良版RELAP5/MOD3.2.1.2コードを使用した。実験を通じて、圧力容器水位が制御棒案内管(CRGT)下端の貫通孔に低下するまで上部プレナム内の冷却材はCRGTを介して上部ヘッドに流入することから、上部ヘッド水位が破断流量に多大な影響を与えることを見いだした。圧力容器上方の水位及び冷却材流れを模擬するため、上部ヘッド,上部プレナム,CRGT間の流路形状を正確にモデル化したが、コードは二相流放出過程における破断口上流のボイド率を過小評価し、破断流量を過大評価した。破断流量を予測するため二相破断流のCdを0.58に調整し、破断面積が炉心冷却に与える影響を調べた。破断面積が1
2.5%のうち、1%破断の場合被覆管最高温度(PCT)が最大であること、より大きい破断の場合蓄圧注入水上の蒸気凝縮がループシールクリアリングを誘発し、効果的に炉心冷却を促進するため、PCTが1200K以下に抑えられる可能性があることを示した。
伊藤 啓; 山本 義暢*; 功刀 資彰*
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-12) (CD-ROM), 15 Pages, 2007/09
ガス巻込み現象の直接数値解析を目的として高精度気液二相流解析手法の開発を行っている。本件では、構造格子系において開発されたMARS法のコンセプトに基づき、体系形状模擬性に優れる非構造格子系における手法開発を実施した。検証解析の結果、開発した手法が従来の高精度手法と同等以上の解析精度を有することを確認した。また、各相の体積保存性を満足させるために流体率輸送に関する修正手法を構築した結果、修正を行わない場合と比較して非構造格子系において高精度な解を導くことが可能となった。表面張力計算手法についても検討を行い、界面からの距離関数を再構築して界面曲率の計算を行う手法が最も高精度であることを確認した。
山口 彰*; 高田 孝*; 大島 宏之; 栗原 成計
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-12) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/09
ナトリウム-水反応はナトリウム冷却高速炉の設計基準事故である。蒸気発生器で伝熱管が破損すると、高圧の水蒸気がナトリウム中に噴出、ナトリウム-水反応を引き起こし、隣接する伝熱管に破損が伝播する可能性がある。安全性を確認するためには、隣接伝熱管の温度変化を評価する必要がある。そこで本研究では、伝熱管の温度変化を求める解析手法を開発した。また、本手法をJAEAで実施した実験解析に適用し、その良好な予測精度を確認するとともに、多成分・多相流の特性把握及び伝熱管表面の熱伝達評価を実施した。
高田 孝*; 山口 彰*; 田中 正暁; 大島 宏之
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-12) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/09
ラージエディシミュレーション(LES)は、時間平均乱流モデルと比べて振動や周波数特性といった乱流特性を分析するのに優れる反面、壁面が存在する体系や高精度SGSモデルを使用した場合は多大な解析コストがかかるという欠点を有する。本研究では、これらの欠点を緩和する可能性のあるLESとして、シンプルなSGSモデルと壁面近傍モデルを組合せた方法を提案し、この手法の工学的利用可能性を確認するため、原子炉熱流動の課題でもある温度揺らぎ現象や燃料集合体内flow pulsation現象への適用解析を実施した。この結果、現象を十分再現できることを確認した。
内堀 昭寛; 大島 宏之
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-12) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/09
核燃料サイクルには燃料や廃棄物の融解・凝固プロセスが存在する。それらプロセスの成立性評価には数値解析が有効であることから、本研究では拡張有限要素法(eXtended Finite Element Method: X-FEM)を用いた融解・凝固現象の数値解析手法を開発している。X-FEMは、固液界面の移動を固定メッシュ上で精度よく再現することが可能な手法であり、ほかの解析手法に比べて適用範囲が広いと考えられるが、液相流動を含む問題に対して検証解析を実施した報告例はまだない。本研究では、融解・凝固問題に対するX-FEMの適用方法を検討するとともに、多次元系で液相流動を考慮する場合の検証解析を実施した。