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吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 大島 宏之
Nuclear Technology, 210(5), p.814 - 835, 2024/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉安全性強化研究では、燃料ピンの構造健全性を評価するために各種運転条件下におけるワイヤスペーサ型燃料集合体内熱流動特性の解明が重要である。そこで有限要素法による集合体詳細熱流動解析コードSPIRALが開発されている。本研究では、SPIRALにおける壁近傍低Re数効果を考慮したハイブリッド型乱流モデルの妥当性を確認するために、層流-乱流遷移条件及び乱流条件を含む異なるRe数条件下の37本ピンバンドルナトリウム実験の再現解析を実施した。SPIRALによる予測された温度分布はナトリウム実験で測定され温度と一致した。以上によって、SPIRALにおけるハイブリッド型乱流モデルの広範囲Re数条件下ナトリウム冷却集合体熱流動評価への適用性を確認した。
中村 秀夫; Bentaib, A.*; Herranz, L. E.*; Ruyer, P.*; Mascari, F.*; Jacquemain, D.*; Adorni, M.*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10
The WGAMA activity achievements have been published as technical reports, becoming reference materials to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) and severe accidents (SAs). The International Standard Problems (ISPs) and Benchmarks of computer codes have been supported by a huge amount of the databases for the code validation necessary for the reactor safety assessment with accuracy. The paper aims to review and summarize the recent WGAMA outcomes with focus on new advanced reactor applications including small modular reactors (SMRs). Particularly, discussed are applicability of major outcomes in the relevant subjects of passive system, modelling innovation in CFD, severe accident management (SAM) countermeasures, advanced measurement methods and instrumentation, and modelling robustness of safety analysis codes. Although large portions of the outcomes are considered applicable, design-specific subjects may need careful considerations when applied. The WGAMA efforts, experiences and achievements for the safety assessment of operating nuclear power plants including SA will be of great help for the continuous safety improvements required for the advanced reactors including SMRs.
伊奈 拓也*; 井戸村 泰宏; 今村 俊幸*; 山下 晋; 小野寺 直幸
Proceedings of 12th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Systems ScalA21) (Internet), 8 Pages, 2021/11
被引用回数：1 パーセンタイル：48.91(Computer Science, Software Engineering)多相熱流動解析コードJUPITERにおける前処理付き共役勾配法(P-CG)ソルバおよびマルチグリッド前処理付き共役勾配法(MGCG)ソルバに対して反復改良(IR)法に基づく新しい混合精度前処理を開発した。このIR前処理では全てのデータを半精度で格納してメモリアクセスを削減するが、全ての演算処理を単精度で行う。このハイブリッド半精度/単精度実装は単精度処理と同様の収束特性を維持しつつ、計算性能は半精度処理に近くなる。開発ソルバを富岳(A64FX)で最適化し、JUPITERの悪条件行列に適用した。新しいIR前処理を用いたP-CGソルバとMGCGソルバは8,000ノードまで良好な強スケーリングを示し、8,000ノードにおいて、これらのソルバはOakforest-PACS(KNL)における従来ソルバに比べてそれぞれ4.86倍および2.39倍に高速化された。
の化学挙動を考慮したRuの移行挙動解析吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*
JAEA-Research 2021-005, 25 Pages, 2021/08
JAEA-Research-2021-005.pdf:2.91MB
再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(Ru)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。課題解決に向け当該施設での蒸気凝縮を伴う環境でのRuの移行挙動に係る小規模実験のデータ分析の結果から気液界面でのRuの物質移行係数の相関式を導出した。この相関式を用いて実規模の仮想的な再処理施設を対象に施設内でのRuの移行挙動の模擬を試行した。解析では、窒素酸化物の化学挙動を解析するSCHERNコードにこの相関式を組み込み、施設内の熱流動解析で得られた条件を境界条件としてRuの定量的な移行挙動を模擬し、その有効性を確認した。
丸山 結; 吉田 一雄
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(7), p.517 - 522, 2021/07
確率論的リスク評価(PRA)は合理的かつ定量的にリスクを評価する強力な手法である。しかしながら、PRAを実践しつつ、得られた結果を分析し、様々な意思決定に活用する上では、多様な分野の専門的な知識や技術,経験を必要とする。原子力施設のリスク評価においては、シビアアクシデントに至る過程やその進展を評価することが不可欠であり、それらに強く関連する熱流動は、PRAにおける重要な専門分野の一つである。本稿では、軽水炉のレベル2PRAにおけるソースターム評価及び再処理施設のシビアアクシデント時ソースターム評価を中心に、リスク評価における熱流動解析の役割について概説する。
Wang, Z.; Duan, G.*; 越塚 誠一*; 山路 哲史*
Nuclear Power Plant Design and Analysis Codes, p.439 - 461, 2021/00
The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is one kind of particles methods which are based on Lagrangian approach. It has been developed to analyze complex thermal-hydraulic problems, including those in nuclear engineering. Since meshes are no longer used, large deformation of free surfaces or interfaces can be simulated without the problems of mesh distortion. This approach is effective in solving multiphase fluid dynamics which is subject to complex motion of free surfaces or interfaces. Since its development, MPS method has been extensively utilized for wide range of applications in nuclear engineering. In this chapter, the basic theory of the MPS method is firstly explained. Then, some examples of its application in nuclear engineering, including bubble dynamic, vapor explosion, jet breakup, multiphase flow instability, in-vessel phenomenon, molten spreading, molten core concrete interaction (MCCI) and flooding, are presented.
Herranz, L. E.*; Jacquemain, D.*; Nitheanandan, T.*; Sandberg, N.*; Barr
, F.*; Bechta, S.*; Choi, K.-Y.*; D'Auria, F.*; Lee, R.*; 中村 秀夫
Progress in Nuclear Energy, 127, p.103432_1 - 103432_14, 2020/09
被引用回数：4 パーセンタイル：16.23(Nuclear Science & Technology)WGAMA started on Dec. 31st 1999 to assess and strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPP and to facilitate international convergence on safety issues and AM analyses and strategies. WGAMA addresses reactor thermal-hydraulics (Thys), in-vessel behavior of degraded cores, containment behavior and protection, and FP release, transport, deposition and retention, for both current and advanced reactors. This paper summarizes such WGAMA contributions in Thys, CFD and severe accidents, which include the Fukushima-Daiichi accident impacts on the WGAMA activities and their substantial outcomes. Around 50 technical reports have become reference in the related fields, which appear in References. Recommendations in these reports include further research, some of which have given rise to the joint projects conducted or underway within the OECD framework. Ongoing WGAMA activities are numerous and a number of them are to be launched in the near future, which are shortly mentioned too.
小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00546_1 - 19-00546_11, 2020/06
ナトリウム冷却式高速炉において、作動時にポンプ等の電源を必要としない受動的な完全自然循環方式の崩壊熱除去系の採用が有力な手法として検討されている。この崩壊熱除去系が通常運転時のみならず事故時において作動した際の炉内および炉心部の熱流動挙動を把握し、冷却性を評価する必要がある。本論文では、そのような複雑な熱流動現象が起こる場合において、炉心内および浸漬型冷却器(DHX)の解析モデルを適切に設定するためにナトリウム試験装置PLANDTL-2を対象に数値シミュレーションを行った。解析結果より、PLANDTL-2における注目すべき熱流動現象について抽出し、モデルの妥当性などを検討した。
Wan, T.; 大林 寛生; 佐々 敏信
Nuclear Technology, 205(1-2), p.188 - 199, 2019/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)To perform basic research and development to realize future accelerator-driven systems, a lead-bismuth eutectic (LBE) alloy spallation target will be installed within the framework of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) project, Japan Atomic Energy Agency. The target will be bombarded by high-power pulsed proton beams (250 kW, 400 MeV, 25 Hz, and 0.5 ms in pulse duration). The Beam Window (BW) of the spallation target is critical because it should survive under severe conditions that occur, i.e., high temperature, high irradiation, intense stress, and various kinds of damage. Therefore, the target vessel should be carefully designed to obtain an adequate safety margin. Our previous research indicates that there is a stagnant flow region in the LBE at the BW tip due to the symmetric configuration of the target, which causes high temperature and concentration of stress on the BW. On the basis of our previous work, three types of upgraded target head designs are studied in the current research to reduce/move the stagnant flow region from the BW tip and to increase the target safety margin. Thermal-hydraulic analyses and structural analyses for the target head designs are carried out numerically under a steady-state condition. Results illustrate that the designs can almost eliminate the stagnant flow region in the LBE. As a consequence, the concentration of thermal stress on the BW is released and greatly decreased. The safety margin of the target is improved through this study.
糸井 達哉*; 岩城 智香子*; 大貫 晃*; 木藤 和明*; 中村 秀夫; 西田 明美; 西 義久*
日本原子力学会誌ATOMO, 60(4), p.221 - 225, 2018/04
日本原子力学会熱流動部会は福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基にした分野のロードマップの改訂(ローリング)を進め、2018年3月に「熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017(熱水力ロードマップ2017)」を策定した。世界最高水準の安全性の実現とその継続的改善を図るため、安全裕度向上策及び人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮して選定・詳述された2015年版の技術課題を見直すと共に、主要な技術課題の実施状況の記載、「軽水炉安全技術・人材ロードマップ」との対応状況の明示、計算科学技術部会の協力による1F事故の原因ともなった外的事象対応の記述の改訂など、記載が大幅に充実された。その概要をまとめる。
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。
Wan, T.; 大林 寛生; 佐々 敏信
Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2017/09
To realize the future Accelerator-driven systems (ADSs), an ADS Target Test Facility (TEF-T) will be constructed within the framework of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) project to carry out basic R&Ds. A LBE spallation target will be installed in the TEF-T facility and be bombarded by high power pulsed proton beams (250 kW, 400 MeV, 25 Hz, 0.5 ms in pulse duration). The beam window (BW) of the spallation target is critical because it should survive under severe conditions, i.e., high temperature, high irradiation, intense stress and various occurred damage. Therefore, the target vessel should be carefully designed to obtain enough safety margin. Our previous research indicated that there are stagnant flow region in LBE at the BW tip due to the symmetric configuration of target, which causes high temperature and stress concentration on the BW. To reduce/move the stagnant flow region from BW tip and to increase the target safety margin, on the basis of our previous work, three types of upgraded target head designs were performed steadily in the present study. The thermal-hydraulic analyses and structural analyses for the target head designs have been carried out numerically under a steady-state condition. Results illustrated that the designs can almost eliminate the stagnant flow region in LBE. As a consequence, the thermal stress concentration on BW has been released and greatly decreased. The safety margin of target has been improved through this study.
高田 孝; 大野 修司; 田嶋 雄次*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00577_1 - 16-00577_11, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉において、冷却材であるナトリウムの漏えいに伴う火災の評価は安全上重要な課題である。本論文では、複数部屋におけるプール燃焼において部屋間の熱・物質輸送に着目し、原子力機構にて行った実験のベンチマーク解析をSPHINCSコードを用い実施した。実験結果ならびに数値解析結果より複数部屋間における伝熱流動特性を明らかにすると共に、浮力起因の対流通気が支配的となることを明らかにした。
稲葉 良知; 井坂 和義; 柴田 大受
JAEA-Data/Code 2017-002, 74 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2017-002.pdf:2.36MB
高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において燃料最高温度は、炉心の形状や仕様、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本報告書では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、特長(HTTR設計コードからの改良点)、コード構成、使用方法及びFTCCによる検証計算の結果について示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。また、FTCCを用いて、工学的安全係数及び燃料冷却形態の違いが燃料最高温度の低減化に与える効果について調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。
稲葉 良知; 西原 哲夫
Annals of Nuclear Energy, 101, p.383 - 389, 2017/03
被引用回数：7 パーセンタイル：56.46(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において、燃料最高温度は、熱出力、炉心形状、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本論文では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、HTTR設計コードからの改良点及びFTCCによる検証計算の結果を示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。加えて、燃料最高温度の低減化に与える燃料冷却形態の効果を、FTCCを使って調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。
秋本 肇; 菅原 隆徳
JAEA-Data/Code 2016-008, 87 Pages, 2016/09
JAEA-Data-Code-2016-008.pdf:15.62MB
鉛ビスマス冷却加速器駆動システム(ADS)の基本設計に資するため、定格運転時の熱流動解析を行った。概念設計で得られた機器の性能諸元と寸法を整理し、ADS設計解析コード用入力データを作成した。急峻な半径方向出力分布を有するADSの炉心部分を詳細にモデル化し、炉心内の3次元的な流体混合が炉心冷却に与える影響を評価した。定格運転時の熱流動解析の結果から、(1)定格運転時の最高被覆管表面温度と最高燃料中心温度は設計制限値を下回る。(2)燃料集合体間の冷却材流量配分に対する半径方向出力分布の影響は小さい。急峻な半径方向出力分布がある場合でも炉心加熱区間入口における冷却材流量分布はほぼ平坦である。(3)燃料棒表面における熱伝達率に対する半径方向出力分布の影響は小さい。出力の違いに伴う被覆管表面温度の差異は、主に燃料棒に隣接する冷却材温度の違いにより決定される。(4)蒸気発生器4基における熱水力学的挙動は対称である。また、主循環ポンプ2基における熱水力学的挙動も対称である。ことがわかった。詳細な計算で明らかとなって熱水力学的挙動を踏まえて入力データを簡素化した簡易モデルを作成した。
栃尾 大輔; 藤本 望
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.425 - 431, 2016/03
被引用回数：1 パーセンタイル：10.6(Nuclear Science & Technology)JAEAでは、将来型高温ガス炉の設計を行っている。この原子炉には異なる温度のヘリウムガスの合流点が多くある。構造物健全性又は温度制御の観点から高温ガス炉の配管内におけるヘリウムガスの混合特性を明らかにする必要がある。過去にHTTRで、ヘリウムガスの混合が十分でないことにより、原子炉入口温度が目標値より低くなるよう制御されていた。現在、この制御系は原子炉入口ヘリウムガスの混合平均温度を使った制御方法へと改良されている。本論文は、HTTRの1次系におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにするために、熱流動解析を行った。その結果、1次系におけるヘリウムガスの混合挙動は主に環状部流路のアスペクト比に影響を受け、高温ガス炉の配管設計では混合特性を考慮する必要があることが分かった。
新井 健司*; 梅澤 成光*; 及川 弘秀*; 大貫 晃*; 中村 秀夫; 西 義久*; 藤井 正*
日本原子力学会誌ATOMO, 58(3), p.161 - 166, 2016/03
日本原子力学会熱流動部会は、福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基に熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)を他分野に先駆けて平成27年3月に策定した。世界最高水準の安全性を実現しその継続的向上を図るため、深層防護を柱にシビアアクシデントや外的事象の対策を整理し、安全裕度向上策および人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮した上で技術課題を選定し、1F廃炉など主要なマイルストーンに基づく時間軸上にロードマップを展開した。本解説は、その要旨について、事故時の炉心損傷防止など4件の個別技術課題の例を交え、まとめたものである。
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.
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.
