Validation study of thermal-hydraulics analysis code SPIRAL to a large-scale wire-wrapped fuel assembly sodium test at a low Reynolds number flow regime

吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05

ナトリウム冷却高速炉安全性強化研究では、自然循環による崩壊熱除去時の炉心安全性を評価するために低流量条件下における燃料集合体内熱流動特性の解明が重要である。そこで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の妥当性を確認するために、集合体外側からの冷却を伴う混合対流及び自然対流条件下の91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た温度と一致した。以上によって、集合体外側からの冷却を伴う混合対流及び自然対流条件下での大型燃料集合体体系におけるSPIRALの妥当性を確認した。

ワイヤスペーサ型燃料ピンのサブチャンネル内流動場に関する試験研究; 3本ピンバンドル体系における流動場の特性

檜山 智之; 相澤 康介; 西村 正弘; 栗原 成計

JAEA-Research 2021-009, 29 Pages, 2021/11

JAEA-Research-2021-009.pdf:2.25MB

ナトリウム冷却高速炉では、実用化に向けて燃料の高燃焼度化が求められている。高燃焼度の燃料集合体はスウェリングや熱的な燃料棒の変形によって局所的に除熱能力が低下することが懸念され、燃料集合体での冷却材流動挙動を予測評価することが重要である。本研究では、現象解明および熱流動解析コード検証用のデータベース構築を目的として、3本ピンバンドル体系の試験体を用いた流動場計測試験を実施した。現象解明の着眼点は、以下の(1)ワイヤスペーサ近傍を含めたサブチャンネル内の全体流況、(2)層流領域を含むレイノルズ数と流動場の関係、(3)ワイヤスペーサの有無が流動場に与える影響評価である。試験の結果、PIV計測によりサブチャンネル内の詳細な流動場データを取得し、3本ピンに囲まれたセンターサブチャンネルにワイヤスペーサが交差する際に隣のサブチャンネルへ逃げる流れとワイヤスペーサの巻き方向に対して追従する流れが生じることが分かった。層流領域のレイノルズ数条件では流速分布の傾向が遷移領域および乱流領域と大きく異なることを確認した。ワイヤスペーサのない体系と比較すると、層流領域においてもワイヤスペーサによるミキシングが生じていることを確認した。

A New critical assembly: STACY

荒木 祥平; 郡司 智; 外池 幸太郎; 小林 冬実; 井澤 一彦; 小川 和彦

Proceedings of European Research Reactor Conference 2020 (RRFM 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/10

原子力機構では、定常臨界実験装置STACYを更新することにより、ウラン燃料棒と軽水減速材で炉心を構成する新たな臨界実験装置を整備している。ウラン燃料棒はロシアのNCCP社で製造された。更新後、最初の実験キャンペーンとして、燃料デブリ模擬臨界実験を予定しており、そこで得られる実験データは、福島第一原子力発電所燃料デブリ取出しに係る臨界解析手法の検証に用いられる。STACY更新炉は汎用の臨界実験装置であり、軽水炉の炉心・燃料設計の高度化、臨界安全評価・管理の高度化、基礎的な炉物理研究、人材育成など、広い用途に供される。

Verification of detailed core-bowing analysis code ARKAS_cellule with IAEA benchmark problems

太田 宏一*; 大釜 和也; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.30 - 39, 2019/09

A detailed core-bowing analysis code, ARKAS_cellule, has been developed. The detailed shell model applied to ARKAS_cellule was verified with a conventional beam model for the IAEA benchmark problems. As a result, ARKAS_cellule was properly verified for the thermal bowing analysis of the core. In addition, it was confirmed that ARKAS_cellule simulates the change in duct stiffness with the contact conditions.

ナトリウム冷却高速炉の自然循環崩壊熱除去時における炉内熱流動評価手法の高度化,1; 径方向熱移行現象評価に関わるサブチャンネル解析コードASFERの妥当性確認解析

菊地 紀宏; 堂田 哲広; 橋本 昭彦*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之

第23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, 2018/06

高速炉の安全性強化の観点から、循環ポンプ等の動的機器を必要としない自然循環冷却が期待されている。自然循環時の炉心流量は定格運転時の2から3%程度となり、隣接する燃料集合体間の径方向熱移行や浮力による炉心内流量再配分が、炉心全体及び燃料集合体内の温度分布に与える影響が相対的に強くなる。自然循環時の燃料集合体内温度分布評価では、この燃料集合間熱移行の考慮が重要となる。本研究では、燃料集合体内熱流動解析と連成させた炉心全体の熱流動解析評価手法整備の前段階として、低流量かつ径方向熱移行量が大きい条件での燃料集合体内熱流動に対するサブチャンネル解析コードASFREの妥当性確認を目的に、隣接集合体間の径方向熱移行が発生する条件で実施されたナトリウム試験を対象とした試験解析を実施した。計測結果との比較により、これまで集合体単体を対象に整備を進めてきたASFREの既存物理モデルである、圧力損失を評価するDistributed Resistance Model及び集合体内の乱流混合を評価するTodreas-Turi Modelの径方向熱移行現象評価への適用性及び解析結果の妥当性確認を行った。

Activation experiments for verification of neutron capture cross section of Np using variable neutron field at KURRI-LINAC

高橋 佳之*; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 八木 貴宏*; 八島 浩*; Pyeon, C. H.*; 中村 詔司; 原田 秀郎

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.645 - 652, 2016/05

放射性毒性の低減のために、マイナーアクチニド(MA)及び長寿命核分裂生成核種(LLFP)の革新的原子炉を用いた核変換の実用化研究が精力的に進められてきている。革新的な原子炉システムを設計するためには、正確な核データが必要である。そこで、精度の高い核データの整備のために、マイナーアクチニドの中性子核データの高精度化研究を行うAIMACプロジェクトが始められている。本プロジェクトの一環として、京都大学原子炉実験所の電子線形加速器(KURRI-LINAC)や臨界集合体(KUCA)における可変中性子場を用いて、マイナーアクチニドの核データ(積分データ)を測定する。Np, Am,そしてAm核種について、本研究で得られる積分データを、別途、TOF測定で得られた微分断面積データと比較検討を行うことで、核データの検証を行う。本論文では、Npの中性子捕獲反応の反応率の測定結果を報告する。

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成16年度

ホット試験室

JAERI-Review 2005-047, 95 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-047.pdf:6.27MB

本報告書は、平成16年度及び平成17年度上期予定のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の燃料棒非破壊試験,55GWd/t先行照射燃料の燃料棒破壊試験及び核燃料サイクル開発機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の再組立作業を実施した。また、「むつ」使用済燃料集合体については、再組立作業及び照射後試験を継続,実施した。WASTEFでは、原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験,再処理施設用新材料等の腐食試験,廃棄物処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物等の物性試験を実施した。また、高経年化対策にかかわる調査研究業務として、関西電力美浜3号機2次系破損配管を受け入れて、外観及び内面観察等を実施した。新たな試験機器として原子炉構造材の照射脆化調査のため、オージェ電子分光分析装置を設置した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき、前年度に引き続きセミホットセル1基及びジュニアセル14基の解体・撤去作業を実施した。また、ホットラボを未照射核燃料物質保管管理施設として利用する決定を受けて、使用開始に向けた準備を進めた。

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成15年度

ホット試験室

JAERI-Review 2005-003, 105 Pages, 2005/02

JAERI-Review-2005-003.pdf:21.21MB

本報告書は、平成15年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の受入及び集合体試験,55GWd/t先行照射燃料の燃料棒非破壊試験及び核燃料サイクル開発機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の材料強度試験等を実施した。また、「むつ」使用済燃料集合体については、再組立作業及び照射後試験を継続,実施した。WASTEFでは、原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験,再処理施設用新材料等の腐食試験,廃棄物処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物等の物性試験を実施した。また、TRU窒化物燃料の熱物性測定にかかわる気密ボックス型の熱拡散率測定装置及び比熱容量測定装置を新たに整備した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき、小型鉛セル3基の解体・撤去作業を実施するとともに、材料研究室内の透過型電子顕微鏡等をWASTEFに移設した。

将来型水冷却炉の二相流挙動に関する3次元数値予測

小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 叶野 琢磨; 秋本 肇

第18回数値流体力学シンポジウム講演要旨集(CD-ROM), 6 Pages, 2004/12

原子炉における冷却材の複雑な伝熱現象や相変化を含む混相流挙動に関する物理的メカニズムの詳細を数値的に解明し、また、原子炉燃料集合体をフルサイズで模擬した体系下で熱流動挙動の詳細を計算機上に再現することを目的として、地球シミュレータ等を利用した大規模シミュレーション技術の開発を行っている。本報は、技術開発の一環として行った将来型水冷却炉内二相流挙動の3次元予測結果について述べる。本提案の解析手法によって、狭隘流路を有する将来型水冷却炉の燃料集合体内の3次元水-蒸気分布の詳細を数値予測できる見通しを得た。また、気液界面の二相流構造,気泡の合体・分裂メカニズムに関して有益な知見を得た。

稠密燃料集合体内二相流挙動に関する大規模シミュレーション

小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 叶野 琢磨; 呉田 昌俊; 秋本 肇

第41回日本伝熱シンポジウム講演論文集, 2 Pages, 2004/05

原研が開発を進めている低減速軽水炉を対象として、稠密燃料集合体内の二相流挙動を直接解析によって予測する研究を、地球シミュレータによる大規模シミュレーションによって行っている。本研究では、熱の影響がない非加熱等温流条件に対して、低減速軽水炉の炉心条件をもとに燃料集合体入口の流速やボイド率を変えて一連の解析を実施し、次の傾向の予測に成功した。(1)燃料棒表面が薄厚の液膜で覆われる,(2)燃料棒間隔が狭い領域で液膜の架橋現象が起こる,(3)蒸気は燃料棒間隔が広い三角ピッチ中心部をストリーク状に流れる。