弾塑性地震応答解析に基づく配管系の耐震設計手法の高度化

中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 奥田 幸彦; 渡壁 智祥; 滝藤 聖崇; 奥田 貴大; 嶋津 龍弥*; 酒井 理哉*; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*

第10回構造物の安全性・信頼性に関する国内シンポジウム(JCOSSAR2023)講演論文集(インターネット), p.143 - 149, 2023/10

https://doi.org/10.60316/jcossar.10.0_143

原子力発電施設における配管系の耐震設計では、設計対象を弾性はり要素でモデル化し、弾性解析に基づく保守的な応力評価を実施している。一方、これまでに実施された多数の実験結果から、配管系は設計の想定を超えるような地震入力下では弾塑性挙動を示し、破損に至るまでには大きな裕度を有していると認識されている。このような状況を踏まえ、適切な保守性と合理性を有する耐震評価のため、弾塑性応答挙動を考慮した新たな耐震設計・評価手法の構築を目指し、2019年に日本機械学会より発電用原子力設備規格設計・建設規格の事例規格が発刊された。初版発刊後は事例規格の継続的な改善のために議論と検討を進め、2022年には疲労評価に用いるサイクルカウント法等に修正を加えた改訂版の発刊が決定した。また、次期改訂に向け、配管支持構造物の弾塑性評価を規格に取り入れる議論が進められている。本稿では、2022年の事例規格における主要な改訂内容、改訂の背景、次期改訂に向けた取り組み状況及び今後の課題について紹介する。

様々な施設設計条件におけるコンクリートピット施設からの浸出水量の算出

長尾 理那; 滑川 麻紀*; 戸塚 真義*; 仲田 久和; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2021-009, 139 Pages, 2021/06

JAEA-Technology-2021-009.pdf:13.96MB

日本原子力研究開発機構は、低レベル放射性廃棄物のうち研究施設等廃棄物の埋設処分事業の実施主体となっている。低レベル放射性廃棄物を処分する方法としてコンクリートピット処分を検討している。コンクリートピット施設は、地下水位より深い場所に設計するため、地下水の流れとともに放射性核種が移行すると可能性があると考えられている。そのため、コンクリートピット処分施設の安全性を説明するために、地下水の流れやコンクリートピット施設からの浸出水量を調べる必要がある。そこで、本報告書では、有限要素法による二次元地下水流動解析コード(MIG2DF)を用いて、充填覆土の透水係数やベントナイト混合土の設計等の施設の設計条件を変えた感度解析を実施し、コンクリートピット施設からの浸出水量を算出した。また、長期にわたる管理期間中に発生の可能性があるベントナイト混合土の劣化について考慮した評価も行うこととした。解析の結果、ベントナイト混合土が健全な場合、側部覆土の透水係数を低くすることにより浸出水量が減少していた。このことから、側部覆土の透水係数を低くすることによる浸出水量の低減が可能であることが示唆された。しかし、コンクリートピット施設の上部のベントナイト混合土に劣化が生じた場合、側部覆土の透水性を低くしても、浸出水量の大幅な低減は見られなかった。そのため、コンクリートピット施設の上部のベントナイト混合土に劣化が生じる可能性を考慮し、側部覆土のみではなく、コンクリートピット施設の上部の覆土についても透水性の低い覆土を充填することを検討する必要があると考えられる。

Development of evaluation method of liquid flow rate by self-priming phenomena in venturi scrubber

堀口 直樹; 吉田 啓之; 金川 哲也*; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 5 Pages, 2014/11

A Multi Venturi Scrubber System (MVSS) is one of the filtered venting devices, and used for existing reactors in Europe. One of the main components of the MVSS is a self-priming Venturi Scrubber (VS). It is considered that a dispersed or dispersed annular flow is formed in the VS by a self-priming phenomena. In the self-priming phenomena, the liquid was suctioned from a surrounding region to the inside of the VS. And a part of the radioactive materials in the gas are eliminated to the liquid through the gas-liquid interface of the dispersed or annular dispersed flow. Therefore, to consider the MVSS operation characteristics, it is important to evaluate the liquid flow rate of the self-priming of the VS including the occurrence condition of the self-priming. In this paper, to understand the self-priming phenomena of the VS for the filtered venting, theoretical preliminary analysis for evaluating liquid flow rate of the self-priming of the VS and experiment to observe self-priming phenomena and measure the liquid flow rare of the self-priming were performed. By comparing these results, we discussed about the mechanism of the self-priming phenomena. As a result, the self-priming phenomena in the VS was observed. In addition, at a higher gas mass flux, the suspension of the self-priming phenomena was confirmed both experimentally and theoretically.

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。

Numerical analysis of three-dimensional two-phase flow behavior in a fuel assembly

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

WIT Transactions on Engineering Sciences, Vol.50, p.183 - 192, 2005/00

原子炉熱設計に必要である炉心内水-蒸気系二相流構造の詳細を大規模シミュレーションによって明らかにする研究を行っている。従来の熱設計手法ではサブチャンネル解析コードに代表されるように実験データに基づく構成式や経験式を必要とするが、新型炉に関しては熱流動に関する実験データが十分ではないため、従来手法による熱設計では高精度の予測は困難である。そこで、著者らは、シミュレーションを主体とした先進的な熱設計手法を開発し、これに従来手法を組合せることによって効率的な新型炉開発の実現を目指している。本論文では、次世代型水冷却炉を対象にして気泡流や液膜流に関する大規模な気液二相流シミュレーションを行い、燃料棒が3角ピッチ状に稠密に配置され、流れ方向にスペ-サを有する燃料集合体内における複雑な水と蒸気の3次元分布を定量的に明らかにした結果を示す。

狭隘流路内の大規模気泡流挙動に関する数値シミュレーション

高瀬 和之; 吉田 啓之; 玉井 秀定; 小瀬 裕男*

日本機械学会2004年度年次大会講演論文集, Vol.2 (No.04-1), p.251 - 252, 2004/09

著者らは過渡的な界面構造を直接とらえることができる界面追跡法を利用した二相流直接解析コードの開発を行っている。本報では気泡流や液膜流を対象にして行った大規模シミュレーションの結果を示す。一連の解析の結果、(1)微細な気泡は下流へと移行しながら合体し、次第に大きな気泡が形成される,(2)気泡の合体により気液界面が大きく変形し、それに伴って発生する気泡周囲の流体の複雑な速度分布が気泡の合体をより促進させている、ことが明らかになるとともに、原子炉燃料集合体内狭隘流路を対象にして大量の気泡の合体と分裂のメカニズムについて有益な知見が得られた。

HTTR水素製造システムの系統構成及び制御性

西原 哲夫; 清水 明; 稲垣 嘉之; 谷平 正典*

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.517 - 524, 2003/12

https://doi.org/10.3327/taesj2002.2.517

地球温暖化対策として燃料電池の導入が期待されており、今後、大量かつ安定に水素を供給するシステムが必要となる。原研では試験研究用の高温ガス炉HTTRを用いた水素製造システムの検討を進めている。本報告では、まず、HTTR水素製造システムの技術課題について検討を行った。そして、HTTR水素製造システムの主系統構成、並びに、本システム特有の機器である水蒸気改質器及び高温隔離弁の構造を示した。そして、定格運転時のヒート・マスバランスを設定し、起動運転時のプラント動特性解析をもとに運転制御特性について検討した結果を示した。

Thermofluid analysis of free surface liquid divertor in tokamak fusion reactor

栗原 良一

Fusion Engineering and Design, 61-62, p.209 - 216, 2002/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(02)00171-0

高い核融合出力を達成するために、ダイバータは10MW/m以上の高熱流束に耐えなければならない。20MW/m以下の熱流束であれば、タングステンを構造材とした固体壁ダイバータでも除熱可能である。しかし、固体壁ダイバータでは、熱応力のような厳しい機械力学的状態の観点から、20MW/mを超える高熱流束を除去するのは極めて困難である。そのため、固体壁上を流れる液膜により熱を除去する液体ダイバータ概念がオプションとして検討されている。本論文は、液体材料としてFLiBe溶融塩を採用した場合に、高熱流束を受ける自由表面液体の熱流動解析について記述した。有限要素法解析コードADINA-Fにより、45度傾けたSiC/SiC複合材第一壁上をFLiBeが厚さ10mm,初速度0.5m/s,初期温度600で流入するとして計算した。流体の上部表面には、熱流束として25~100MW/mを与えた。液膜内に水車などを設置して二次流れを生じさせることにより伝熱の向上可能性を評価するため、二次流れの効果を等価熱伝導率10kW/mKで模擬した。解析結果から、二次流れを生じさせることにより3~4倍伝熱特性が改善し、100MW/mの熱流束も除熱可能であることがわかった。さらに、液体ダイバータとして固液混相流を使用することで固相の融解熱を利用した熱除去可能性を検討した。

Water flow experiments and analyses on the cross-flow type mercury target model with the flow guide plates

羽賀 勝洋; 寺田 敦彦*; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

Nuclear Engineering and Design, 210(1-3), p.157 - 168, 2001/12

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(01)00413-7

本研究では、大強度陽子加速器駆動の核破砕中性子源として計画されているクロスフロータイプ水銀ターゲット構造の有用性を、実験及び解析により評価した。実験に先立ち、1.5GeV,5MWの陽子ビームを仮定してターゲット容器内の水銀流速場及び温度場を解析し、水銀がクロスフロー流れとなること、及び最高温度を300以下(水銀沸点:356)に抑えられることがわかった。次に水流動実験のために製作した実機寸法のアクリルモデルを用いて、内部の水流動平均流速場を室温条件でPIV法により測定するとともに、水流動解析を行った。その結果、陽子ビーム照射領域の大部分でクロスフローが実現できていることが実験的に確かめられた。また、モデル入口のレイノルズ数が4.83E5以上の範囲で、解析結果は実験結果を良く再現した。これらの結果より、クロスフロータイプ水銀ターゲット構造と現在の解析システムの有用性を示すことができた。

Study on oscillated flow around excited cylinder using built-in electromagnetic flowmeters

近藤 昌也; 安濃田 良成

Emerging Technologies for Fluids, Structures and Fluid-Structure Interaction, 2001 (PVP-Vol.431), p.111 - 117, 2001/07

クロスフローによって振動している円柱について、円柱近傍の変動流の流速を円柱中に組み込んだ電磁流速計を用いて測定した。そして、変動流の位相と円柱のインライン方向変位の位相とを比較した。比較の結果、(1) 変動流に含まれる交互渦の周波数成分の位相は、円柱のインライン方向変位の位相に対して、ある一定の関係を成していること、(2) その関係は、インライン振動の2つの励振域に挟まれた流速範囲(安定域)と、交互渦のロックイン振動が生じている流速範囲(第2励振域)とでは異なること、(3) 円柱の両側の変動流の位相は、円柱の振動周波数では同位相、交互渦の周波数では逆位相であることを明らかにした。(1)及び(2)の結果は、インライン振動の平均振幅の大きさの変化に交互渦が影響しているという著者らの主張を裏付けるものとなった。