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報告書

大洗研究開発センターの原子力施設を活用したインターンシップ

竹本 紀之; 板垣 亘; 木村 伸明; 石塚 悦男; 中塚 亨; 堀 直彦; 大岡 誠; 伊藤 治彦

JAEA-Review 2013-063, 34 Pages, 2014/03

JAEA-Review-2013-063.pdf:8.46MB

我が国において原子力エネルギーは経済性及びエネルギー保障の観点で重要である。しかし、東京電力福島第一原子力発電所の事故以降、今後の原子力研究者及び技術者の不足が懸念されている。このような中、国立高等専門学校機構では、高等専門学校生を対象とし、原子力施設において実際の体験を含む原子力人材育成研修を行うことを計画した。日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、この計画に協力し、原子力防災・安全を主要テーマにJMTRをはじめとした大洗研究開発センターの原子力施設を活用したインターンシップを実施し、平成23年度から平成25年度まで合計32名の高等専門学校生が参加した。本報告は、平成23年度から3年間に実施した本インターンシップの内容と結果についてまとめたものである。

報告書

最先端研究基盤JMTR及び関連施設を活用した研修; 2013年度

竹本 紀之; 木村 伸明; 花川 裕規; 柴田 晃; 松井 義典; 中村 仁一; 石塚 悦男; 中塚 亨; 伊藤 治彦

JAEA-Review 2013-058, 42 Pages, 2014/02

JAEA-Review-2013-058.pdf:4.95MB

日本原子力研究開発機構では、将来の原子力人材を確保するための裾野拡大及びその育成を行う観点から、最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた実践的な体験型研修を平成22年度から実施している。平成25年度は、海外若手研究者・技術者を対象とした「海外若手研究者・技術者のためのJMTRオンサイト研修」を7月8日から7月26日に実施し、国内の若手研究者・技術者を対象とした「最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた研修講座」を7月29日から8月9日に実施した。研修にはそれぞれ18名の計36名が参加し、基礎講義や体験実習を通してJMTRの運転管理、安全管理、照射試験等の原子力基盤研究・技術について学んだ。本報告は、平成25年度に実施したこれらの研修の内容と結果についてまとめたものである。

報告書

最先端研究基盤としてのJMTR及び関連施設を活用した研修; 2012年度

木村 伸明; 竹本 紀之; 大岡 誠; 石塚 悦男; 中塚 亨; 伊藤 治彦; 石原 正博

JAEA-Review 2012-055, 40 Pages, 2013/03

JAEA-Review-2012-055.pdf:93.64MB

日本原子力研究開発機構では、平成22年度から原子力産業の世界展開を支援することを目的に、原子力人材育成の観点から若手研究者・技術者を対象に、最先端研究基盤であるJMTR及び関連施設を用いた実務的な研修講座を開設している。平成24年度は、効果的な実務研修を行うため、研修者の国籍、年齢等を考慮した海外若手研究者・技術者のためのJMTRオンサイト研修(海外若手研修)及び国内の若手研究者・技術者を主体とした最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた研修講座(国内若手研修)を実施した。研修は原子力の基礎から実務まで行うことを基本として、対象者に合うようカリキュラムを構成している。海外若手研修は、平成24年7月23日から8月10日に行い16名、国内若手研修は8月20日から8月31日までと9月3日から9月14日まで2回行い、合わせて35名が受講した。本報告は、平成24年度に行った研修講座の内容と研修結果についてまとめたものである。

論文

Thermal-hydraulic calculation for simplified fuel assembly of super fast reactor using two-fluid model analysis code ACE-3D

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 5 Pages, 2012/00

本研究では、三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを用いて超臨界圧軽水冷却高速炉(スーパー高速炉)の燃料集合体を簡易模擬した体系で熱流動特性の解析を行った。解析対象は、19本バンドル集合体であり、(1):チャンネルボックスに接するサブチャンネル、(2):(1)に接するサブチャンネル、(3):(1),(2)の内側に位置するサブチャンネルの3種を含む。本解析によって得られた最高被覆管温度は、設計基準を満たすことが確認された。

論文

Numerical analysis on thermal-hydraulics of supercritical water flowing in a tight-lattice fuel bundle

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.143 - 146, 2011/10

冷却材に超臨界圧水を用いたスーパー高速炉の実現性を評価するため、スーパー高速炉の稠密燃料集合体を簡略模擬した19本稠密燃料バンドル内超臨界圧水の伝熱流動解析を行った。超臨界圧領域に拡張した三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを用い、定格運転条件と等しい質量速度,入口エンタルピーを解析条件として与えた。燃料集合体断面の局所出力分布は均一、軸方向には核計算より得られた中心付近で出力が最大となる出力分布を与えた。流路内にハニカム形状の構造物を配置し、グリッドスペーサの影響を考慮した。その結果、現行軽水炉と同様、燃料集合体周辺部と比較して中心部の温度が高くなり、最高被覆管表面温度(MCST)は、中心燃料棒上部のギャップ部に面する領域で生じた。その値は燃料棒健全性の判断基準である650$$^{circ}$$C以下を満足し、燃料集合体の実現性を確認することができた。スペーサを考慮することにより、燃料集合体内の冷却材温度分布の均一化や、それに伴う燃料棒表面温度の低下が明らかとなった。スペーサの形状や配置の最適化により、MCSTをさらに下げることが可能と思われる。

論文

Super fast reactor R&D projects in Japan, 4; Numerical estimation of thermal-hydraulic characteristics of supercritical fluids in tight-lattice bundles by three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/05

超臨界圧水冷却炉の伝熱流動特性を解析するために、原子力機構では軽水炉の二相流解析用に開発した三次元二流体モデルコードACE-3Dの改良を行っている。超臨界圧流体を用いた伝熱試験結果をもとに改良したACE-3Dを使って、超臨界圧領域での予測性能を評価した。その結果、表面温度の予測値は測定値と一致することを確認した。超臨界圧軽水冷却高速炉(スーパー高速炉)の稠密格子燃料バンドルの伝熱流動特性を評価するため、改良ACE-3Dを使って19本バンドルで簡易模擬した燃料集合体を解析した。その結果、被覆管表面最高温度628$$^{circ}$$Cは中心燃料棒の出口近傍で生じ、燃料と被覆管の健全性を評価する判断基準である被覆管表面最高温度650$$^{circ}$$C以下を満たすことがわかった。

論文

Outline of research and development of thermal-hydraulics and safety of Japanese Supercritical Water Cooled Reactor (JSCWR) project

中塚 亨; 森 英夫*; 秋葉 美幸*; 江里 幸一郎; 安岡 誠*

Proceedings of 5th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors (ISSCWR-5) (CD-ROM), 12 Pages, 2011/03

日本型超臨界圧水冷却炉(JSCWR)プロジェクトの伝熱流動分野における主要な目的は、炉心・燃料設計において燃料被覆管温度及び圧力損失の評価に必要な相関式を提供することである。本プロジェクトは、Phase Iとして平成20年から3年間の計画で開始された。伝熱流動分野には、東芝,九州大学,原子力機構が参加し、JSCWR開発に向けた研究を行い、次の成果を得た。(1)文献調査と過去の研究結果からデータベースを構築した。(2)円管に適用する最も適切な式をデータベースに基づき選定した。(3)LESを使って燃料集合体内で想定される伝熱劣化現象を高い精度で予測できることを明らかにした。

論文

Assessment of applicability of two-fluid model code ACE-3D to heat transfer test of supercritical water flowing in an annular channel

中塚 亨; 江里 幸一郎; 三澤 丈治; 関 洋治; 吉田 啓之; 大楽 正幸; 鈴木 哲; 榎枝 幹男; 高瀬 和之

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(12), p.1118 - 1123, 2010/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.08(Nuclear Science & Technology)

超臨界圧水冷却炉の熱設計を効率的に行うためには、燃料集合体内の熱流動を評価することが重要である。原子力機構では、元来軽水炉内の二相流を対象として開発してきた三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを改良し、超臨界領域での水の物性値を扱えるようにした。本報では、コードの予測性能評価のため、原子力機構で実施した単一模擬燃料棒まわりの垂直環状流路を流れる超臨界圧水伝熱試験の解析を行った。その結果、ACE-3Dコードは超臨界水冷却炉の燃料集合体を模擬した燃料棒の表面温度予測に適用可能であることが示された。

論文

Numerical analysis on thermal-hydraulics of supercritical water flowing in a tight-lattice fuel bundle

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2010/10

冷却材に超臨界圧水を用いたスーパー高速炉の実現性を評価するため、スーパー高速炉の稠密燃料集合体を簡略模擬した19本稠密燃料バンドル内超臨界圧水の伝熱流動解析を行った。超臨界圧領域に拡張した三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを用い、定格運転条件と等しい質量速度,入口エンタルピーを解析条件として与えた。燃料集合体断面の局所出力分布は均一、軸方向には核計算より得られた中心付近で出力が最大となる出力分布を与えた。流路内にハニカム形状の構造物を配置し、グリッドスペーサの影響を考慮した。その結果、現行軽水炉と同様、燃料集合体周辺部と比較して中心部の温度が高くなり、最高被覆管表面温度(MCST)は、中心燃料棒上部のギャップ部に面する領域で生じた。その値は燃料棒健全性の判断基準である650$$^{circ}$$C以下を満足し、燃料集合体の実現性を確認することができた。スペーサを考慮することにより、燃料集合体内の温度分布の均一化や、それに伴う燃料棒表面温度の低下が明らかとなったが、本解析では、MCSTはスペーサがない場合と同様であった。スペーサの形状や配置の最適化により、MCSTをさらに下げることが可能と思われる。

論文

超臨界圧軽水冷却炉熱設計のための乱流熱伝達率予測手法の開発

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

日本混相流学会年会講演会2010講演論文集, p.348 - 349, 2010/07

原子力機構では、超臨界圧軽水冷却炉の炉心熱設計精度の向上を目的として、ラージ・エディ・シミュレーションによる超臨界圧流体の乱流熱伝達率予測手法を開発している。本報では、九州大学で実施した超臨界圧フレオンを用いた円管内熱伝達試験データをもとに実験解析を行った結果について報告する。本研究の結果、超臨界圧流体の場合には、主流に比べて壁面近傍での物性値依存性が大きく、それが乱流構造に影響して、伝熱劣化の要因の一つになっていることが予測された。開発した手法により、超臨界圧流体の乱流熱伝達率の予測に目途が得られた。

論文

改良TRAC-BF1コードによる直管型蒸気発生器の流動安定性評価手法の開発

中塚 亨; Liu, W.; 吉田 啓之; 高瀬 和之

第15回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.279 - 280, 2010/06

原子力機構では、TRAC-BF1をもとにFBRの直管型蒸気発生器の熱水力安定性を評価する手法を開発している。本報では、直管型蒸気発生器をVESSELコンポーネント及び並列複数チャンネルにより模擬するため、TRAC-BF1コードにNa物性値ルーチンを組み込むとともに、三次元VESSELコンポーネントに対して、単一のコンポーネントで一次側と二次側を表現するため、同一コンポーネント内で異なる流体を取り扱えるように改良した結果について報告する。直管型蒸気発生器を簡易的に模擬した体系で、過渡的に一次側と二次側の入口温度を変化させた解析を実施した結果、一次側と二次側でエネルギーバランスが保たれており、一次側がNaの場合においても、水の場合と同様に伝熱計算が行えることが示され、改良したTRAC-BF1コードが当初の計画通りに正常に機能すること、並びに解析した結果が妥当であることを確認した。

論文

低減速軽水炉の燃料集合体局所出力分布の限界出力への影響評価

中塚 亨; 中野 佳洋; 大久保 努

日本原子力学会和文論文誌, 9(2), p.139 - 149, 2010/06

低減速軽水炉の燃料製造上の負荷低減の可能性を検討する観点から、Puf燃料富化度の種類を減らして外周部に出力ピークを有する燃料集合体の熱的検討を実施した。Puf富化度の種類を減らした燃料集合体核設計より得られた出力ピークを参考として、上下MOX部の最外周燃料棒の出力比を変えた条件でサブチャンネル解析コードNASCAにより限界出力を評価した。その結果、周辺燃料部に出力ピークを有する場合、外周部におけるクオリティの低下が緩和され、燃料集合体の径方向断面内でのサブチャンネル間のクオリティ分布が平坦化される方向に向かうことから、平坦な局所出力分布の燃料集合体と比べて限界出力が向上した。Puf富化度を均一とした燃料の核設計と同程度の出力比を最外周燃料棒に与えた解析を行った結果、出力を平坦化した場合に比べて限界出力が向上した。この結果、燃料のPuf富化度の種類を低減し、燃料集合体周辺部にあえて出力ピークを許容した場合においても、従来の5種類のPuf富化度燃料を装荷する設計と同等の熱的余裕を保持できる見込みが得られた。

論文

TRAC-BF1コードによる直管型蒸気発生器の流動安定性に関する予備検討

中塚 亨; Liu, W.; 吉田 啓之; 高瀬 和之

日本機械学会熱工学コンファレンス2009講演論文集, p.269 - 270, 2009/11

次世代高速増殖炉の直管型蒸気発生器(直管型SG)等の熱工学的成立性評価においては、伝熱管内を流れる水-蒸気二相流の挙動、特に高圧下における複数並行流路の流動安定性を高精度で予測できる熱設計手法の確立が重要である。そこで、システム解析コードTRAC-BF1をもとに、原子力機器等の熱水力不安定性に関する予測手法の開発を行っている。本報では、予測手法開発の一環として、直管型SGをVESSELコンポーネント及び並列複数チャンネルにより模擬するためにTRAC-BF1コードの改良を行い、解析モデルを構築した結果について述べる。本研究の結果、単一のVESSELコンポーネントを一次側と二次側に分割することによって計算を支障なく実行できることを確認した。今後は、一次側ナトリウムの物性値を評価できるようにコードを改良し、実際の試験条件を模擬した解析を実施するとともに、試験結果との比較を通して予測結果の妥当性を評価する考えである。

論文

Numerical simulations on turbulent heat transfer characteristics of supercritical pressure fluids

中塚 亨; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 三澤 丈治

Proceedings of 2009 ASME International Mechanical Engineering Congress & Exposition (IMECE 2009) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/11

超臨界圧軽水炉の熱設計を行ううえで、超臨界圧流体の伝熱劣化現象を正確に把握できる熱設計手法の整備が必要である。しかしながら、乱流条件下における伝熱劣化現象の詳細なメカニズムが解明されていないため、熱設計で使用される乱流モデルの適用性について十分な検討は行われていない。そこで、超臨界圧軽水炉の炉心熱設計精度向上に資することを目的として、伝熱劣化現象を予測できる乱流熱伝達率予測手法の開発・整備を目指し、標準型2方程式モデル,低レイノルズ数型2方程式モデル,レイノルズ応力モデル,ラージ・エディ・シミュレーションの4つの乱流モデルに対して、それぞれの予測精度を評価した。その結果、ラージ・エディ・シミュレーションによる解析が超臨界圧軽水炉における伝熱劣化現象を高い精度で予測できる可能性を示すことがわかった。

論文

LESモデルの伝熱劣化現象適用性についての検討

中塚 亨; 吉田 啓之; 高瀬 和之

日本機械学会2009年度年次大会講演論文集, Vol.3, p.141 - 142, 2009/09

超臨界圧軽水炉の熱設計を行ううえでは、冷却材である超臨界圧水の伝熱劣化現象を正確に把握できる熱設計ツールの整備が必要であるが、伝熱劣化現象のメカニズムは未だに十分には解明されていない。本研究では、超臨界圧軽水炉の炉心熱設計精度向上に資することを目的として、伝熱劣化現象を予測できる乱流熱伝達率予測手法開発を目指し、乱流モデルについて予備的に検討した。その結果、LESによる解析が伝熱劣化現象を高い精度で予測できる可能性が最も高いと判断できる結果を得た。

論文

Numerical simulation on thermal-hydraulic characteristics in fuel assemblies of supercritical water cooled reactors using two-fluid model analysis code ACE-3D

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1690 - 1693, 2009/09

超臨界圧軽水炉の燃料集合体内の熱流動特性を把握するため、原子力機構では三次元二流体モデル解析コードACE-3Dの機能の拡張を行っている。この一環として、本研究では、超臨界圧軽水冷却高速炉(スーパー高速炉)の燃料集合体について熱流動特性の解析を行った。解析対象は、燃料集合体を簡略模擬した19本バンドル集合体であり、(1)チャンネルボックスに接するサブチャンネル,(2) (1)に接するサブチャンネル,(3) (1),(2)の内側に位置するサブチャンネルの3種を含む。チャンネルボックスの影響と、燃料棒表面温度の周方向依存性について得られた結果を示す。

論文

TRAC-BF1コードの熱水力不安定現象への適用性の検討

中塚 亨; Liu, W.; 吉田 啓之; 高瀬 和之

第14回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.117 - 118, 2009/06

原子力機構では、将来型軽水炉や高速増殖炉の蒸気発生器等の安定性を評価するため、システム解析コードTRAC-BF1をもとに熱水力不安定性事象の予測手法を開発している。本報では、並列複数チャンネルを用いた熱水力不安定性試験をTRAC-BF1コードにより解析し、熱水力不安定事象への適用性を評価した。

論文

Heat transfer in a seven-rod test bundle with supercritical pressure water, 2; Numerical simulation

三澤 丈治; 中塚 亨; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), P. 9487_1, 2009/05

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been enhancing the three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D, which has been originally developed for the thermal design procedure on two-phase flow thermal-hydraulics of light water reactors, to predict thermal hydraulics characteristics of the supercritical water-cooled nuclear energy system under operation and transient conditions. To verify the prediction performance of the ACE-3D code, numerical analyses have been performed based on some experimental data. As a part of these verifications, a present paper describes the predicted results of seven-rod bundle heat transfer experiments with supercritical pressure water performed at JAEA. As a result, the calculated wall temperatures on the surface of simulated fuel rods were in agreement with the experimental results. One of future subjects is important in the prediction accuracy on the heat transfer deterioration.

論文

Numerical simulation of heat transfer experiment of supercritical water by two-fluid model code ACE-3D

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Proceedings of 4th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactor (CD-ROM), 6 Pages, 2009/03

超臨界圧水冷却炉の熱的安全性を確認するためには、燃料集合体内の冷却材の熱流動特性を正確に把握することが重要である。本研究では、原子力機構で開発している三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを超臨界領域の物性値を扱えるように改良し、改良したコードを使って燃料棒周りの流れを模擬した垂直環状流路における超臨界水の熱伝達試験結果に対して検証解析を実施した。解析の結果、燃料棒表面温度の計算値は実験値とおおむね一致しており、ACE-3Dコードは炉心を簡略模擬した体系における超臨界水の熱伝達予測に適用可能であることが確認できた。伝熱劣化の予測精度の向上が今後の重要な課題である。

論文

Numerical analysis of supercritical water flowing in an annular channel using the two-fluid model code ACE-3D

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2008/11

超臨界圧水冷却炉(SCWR)の熱的安全性を確認するためには、燃料集合体内の冷却材の熱流動特性を把握することが重要であり、模擬燃料集合体による試験結果を補間する解析的手法の確立が必要である。本研究では、原子力機構で開発している3次元2流体モデル解析コードACE-3Dを超臨界領域の物性値を扱えるように改良し、改良したACE-3Dコードを使って燃料棒周りの流れを模擬した垂直環状流路における超臨界水の熱伝達特性試験結果に対して検証解析を実施した。一連の解析の結果、壁面温度の計算結果は試験結果とおおむね一致しており、ACE-3DコードはSCWR炉心を模擬した体系における超臨界水の熱伝達予測に適用可能であることが確認できた。今後の課題としては、伝熱劣化領域における予測精度向上が挙げられる。

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