Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer performance of air around fuel debris, 2; Validation of JUPITER for free convection heat transfer

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on an original numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Since the JUPITER can simulate melt relocation behavior of a reactor core, we can estimate air cooling performance for debris in consideration of the distribution and the structure of debris. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to validate the calculation of the turbulent free convection by the JUPITER. The experimental apparatus is composed of a closed test vessel and an upward-facing horizontal heat transfer surface at the bottom of the test vessel. In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the height direction on the steady condition was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution for the height direction near the side wall also was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. Therefore, we confirmed that the turbulent free convection calculated by the JUPITER is a qualitatively valid data.

Study on cooling performance of air-cooling panel system for HTGR

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Transactions of the American Nuclear Society, 79, p.160 - 161, 1998/00

高温ガス炉の空冷形冷却パネルシステムによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度分布を実験で調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプ、模擬炉心として出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。システム設計・評価で高い信頼性が要求される過熱ガスの自然対流による圧力容器温度への影響評価のために6分割ヒータの最下段のみ点火した条件と、圧力容器最高温度を514Cまで高めた事故時温度条件の実験結果に、解析コードTHANPACST2を適用し解析手法とモデルの妥当性を検証した。数値解析は、スタンドパイプにより除熱が抑制され、高温のガスの自然対流により過熱される圧力容器頂部の温度を、実験値に対し0~+50Cの差異で比較的よく表し実験値を高く評価する保守性を有した。システム除熱量は、実験値に対し-5.9~-18%の差異で比較的よく表し実験値を低く評価する保守性を有した。

逆U字型冷却器における空気抜き方法の検討

高田 昌二; 柴田 光彦; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 太田 幸丸; 小林 敏明; 林 晴義

JAERI-M 94-013, 89 Pages, 1994/02

JAERI-M-94-013.pdf:2.77MB

逆U字管内を流れる二相流は、気泡が管内に滞留して冷却水流速が0となる閉塞型不安定流動を誘起する。逆U字型伝熱管を用いているHENDELの冷却器Cは、冷却水注水時に伝熱管に滞留する空気が原因で、除熱性能の変化、異常振動の発生及び伝熱管の腐食が生じるものと考えられた。そこで、冷却器Cの構造を模擬した水室と逆U字管に並列なバイパス流路により構成される実験装置を使用して、逆U字管内における二相流の閉塞現象を確認し、その発生条件を明らかにした。また、あらかじめ逆U字管内に滞留した空気を除去する方法であるダイナミックエアベントは可能であることを上記実験装置により確認するとともに、真空冷却水注水法を冷却器Cに適用してその有効性を確認した。

空冷時における燃料デブリ熱挙動推定技術の開発,4; 多孔体有効熱伝導率モデルの検討

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

no journal, , 

福島第一原子力発電所の格納容器内の燃料デブリの熱挙動を推定するため、JUPITERを用いた空冷時における燃料デブリ熱挙動の解析手法の開発を進めている。格納容器内に分布していると考えられる燃料デブリの位置,発熱量、及びデブリ内での存在が想定される多孔体の影響を考慮しつつ、格納容器内に生じる流動ならびに伝熱を数値シミュレーションにより評価する。前報では、ポーラスモデルを導入したJUPITERと多孔体強制対流流動試験との比較から、流動場の解析においてJUPITERのポーラスモデルが妥当であることを報告した。本報では、JUPITERの多孔体の有効熱伝導率モデルの妥当性を評価するために実施した、多孔体を含む系における自然対流伝熱流動試験とその解析結果について報告する。比較の結果、多孔体を含む系における自然対流伝熱流動解析においては、多孔体の熱伝導率モデルとして、直列モデルや並列モデルではなく幾何平均モデルを用いることが妥当であることがわかった。

空冷時における燃料デブリ熱挙動推定技術の開発,5; 原子炉格納容器内熱挙動の予備解析

上澤 伸一郎; 小野 綾子; 山下 晋; 吉田 啓之

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所のPCV内の燃料デブリの熱挙動を推定するため、多相多成分詳細熱流動解析コードJUPITERを用いた空冷時における燃料デブリ熱挙動の解析手法の開発を進めている。PCV内での燃料デブリについて、位置、発熱量、形状等について公開情報に基づいた仮定を行い、PCV内に生じる伝熱流動を数値シミュレーションにより明らかにする。前報までは、ポーラスモデルを追加したJUPITERの妥当性確認について報告した。本報では、実機体系への適用可能性を確認するために実施した、東京電力福島第一原子力発電所2号機PCV内の熱挙動予備解析結果について報告する。解析結果から、RPV下部とペデスタル内で発熱する燃料デブリから上昇流が生じることを確認した。また、その発熱する燃料デブリによって空気が加熱され、RPV内やペデスタル内での大規模な自然対流が発生することを確認した。このように、本解析手法により空冷時のPCV内の熱挙動を評価できる見込みを得た。