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論文

Improvement of heat-removal capability using heat conduction on a novel reactor cavity cooling system (RCCS) design with passive safety features through radiation and natural convection

高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 122, p.201 - 206, 2018/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、崩壊熱除去を行う際、それら作動流体及びヒートシンクを失う可能性が大幅に低減される。本研究では、熱伝導を利用したRCCSの除熱能力の向上を目指した結果、除熱できる熱流束が2倍となり、RCCSの高さを半分に、または熱出力を2倍にすることが可能となった。

論文

Experimental study on heat removal performance of a new Reactor Cavity Cooling System (RCCS)

細見 成祐*; 明石 知泰*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 高松 邦吉

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11

受動的安全性を備えた新しい炉容器冷却システム(RCCS)を提案する。RCCSは連続した2つの閉じた領域から構成される。1つは原子炉圧力容器(RPV)を囲む領域、もう1つは大気と熱交換をする冷却領域である。新しいRCCSはRPVから発生した熱を輻射や自然対流によって除去する。最終的なヒートシンクは大気であるため、電気的または機械的に駆動する機器は不要である。RCCSの性能を理解するためにスケールモデルを使用して実験を開始した。ヒーター壁と冷却壁に異なる放射率を設定し、3つの実験を実施した。ヒーターから放出された総熱出力および壁面温度分布に関するデータが得られた。モンテカルロ法を使ってヒーターから放出された総熱出力に対する放射の寄与を評価した。ヒーター壁を黒く塗った場合、総熱出力に対する放射の寄与は約60%まで増加できた。つまり、実機においてRPVの壁面の放射率を高くすることは有効である。同時に、冷却領域の壁面の放射率も高くすれば、大気への放射を増加できるだけでなく、RCCS内の対流熱伝達も促進できることがわかった。

論文

Validation of three-dimensional finite-volume-particle method for simulation of liquid-liquid mixing flow behavior

加藤 正嗣*; 船越 寛司*; Liu, X.*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11

Computational fluid dynamics based on particle-based simulations with a fully Lagrangian approach is a powerful tool to understand thermal-hydraulic behaviors of multi-component, multi-phase flows involved in disrupted nuclear core during severe accidents. In this study, a validation study of 3D particle-based simulation using the finite volume particle method was performed for mixing flow behavior of two liquid phases with different densities in a pool. Fundamental experiments using water and silicon oil were also carried out for the present validation. An enhanced multi-phase scheme was introduced to provide accurate and stable calculations of multi-phase flows characterized by high density ratios. The simulation results of the experiments were given to demonstrate validity of the present simulation method and enhanced performance for simulations of mixing and separation behaviors of liquid-liquid two-phase flows in the pool.

論文

Particle-based simulation of heat transfer behavior in EAGLE ID1 in-pile test

守田 幸路*; 小川 竜聖*; 時岡 大海*; Liu, X.*; Liu, W.*; 神山 健司

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10

EAGLE炉内ID1試験は日本原子力研究開発機構によって実施され、FAIDUSと称される内部ダクト付き燃料集合体からの早期燃料流出を模擬したものである。試験で生じた早期ダクト破損は、燃料とスティールから構成される溶融プールからの高い熱流束によるものと解釈されている。試験後の分析からは、壁面に燃料クラストが形成されない状況において、高い熱伝導度を有するプール中の溶融スティールによって溶融プールからダクトへの伝熱が効果的に促進されたことが示唆されている。本研究では、多成分多相流の粒子法に基づいた完全ラグランジェ法を用いて溶融プールからダクト壁への熱伝達機構を分析した。プール中の溶融スティールと燃料の混合と分離挙動およびこれらの挙動がプールからダクトへの伝熱に与える影響を調べるため、燃料ピンの崩壊、溶融プールの形成およびダクト壁の破損に至る一連の挙動を模擬した。現在の2次元粒子法シミュレーションでは、10MW/m$$^{2}$$を超える壁面への大きな熱負荷は、核発熱を伴う液体燃料が壁面へ直接接触することによるものであることが示された。

論文

Numerical simulation on self-leveling behavior of mixed particle beds using multi-fluid model coupled with DEM

Phan, L. H. S.*; 大原 陽平*; 河田 凌*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 神山 健司; 田上 浩孝

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/10

燃料デブリベッドの自己平坦化挙動は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故(CDA)の安全評価における主要現象の1つである。SIMMERコードはSFRのCDA解析のために開発され、安全評価のみならずCDA時の主要な伝熱流動現象の数値解析に適切に適用されてきた。しかしながら、SIMMERの流体モデルは、個々の粒子特性のみならず、粒子間の強い相互作用を表現することは困難である。この問題を解決するため、SIMMERの多流体モデルと粒子に対する個別要素法(DEM)とを結合させた新しい手法を開発し、多相流における流体と粒子との相互作用および粒子挙動を適切に評価することを試みてきた。本研究では、DEMと結合したSIMMERコードの多流体モデルを検証するため、円筒状の粒子ベッドにガスを吹き込んだ自己平坦化試験シリーズの数値シミュレーションを行った。さらに検証を進める必要があるが、シミュレーション結果と試験結果とは適切に一致し、デブリベッドの自己平坦化を評価する手法としての潜在的な可能性を示した。DEMと結合したSIMMERコードは、SFRで粒子ベッドに関する安全評価のための次世代の計算手法として期待される。

論文

Modeling of eutectic reaction between molten stainless steel and B$$_{4}$$C for severe accident simulations

Liu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/10

実験結果に基づき、共晶物質成長速度を放物線型法則によりモデル化した。熱及び物質移行過程についても共晶物質の平衡及び非平衡相変化を考慮してモデル化された。共晶物の熱物性値もまた実験で計測されたデータを用いて、熱物性及び状態方程式の解析モデルに組み込んだ。

論文

Model for particle behavior in debris bed

田上 浩孝; Cheng, S.*; 飛田 吉春; 守田 幸路*

Nuclear Engineering and Design, 328, p.95 - 106, 2018/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

In analyzing the safety of core disruptive accidents in Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs), it is important to evaluate whether the decay heat of debris bed can be removed. The decay heat removability changes depending on the shape of debris bed, which would be deformed by coolant vapor with time. In the present paper, a new model was developed to analyze debris bed behavior with SIMMER, which is a safety analysis code for SFRs. In the new model, the effects of inter-particle collisions and contacts are modeled as inter-particle interaction. Test simulation results show the roles of physical properties in the new model on the dense particle behavior. Assessment results of proposed model based on model experiments indicate that the new model is capable of describing the transient of the shape of the particle bed in the liquid driven by the gas phase. Considering the fact that the process of leveling behavior in model experiments is common for the debris bed in SFRs, the new model can be employed as an analysis tool for debris bed behavior.

論文

Experimental study on debris bed characteristics for the sedimentation behavior of solid particles used as simulant debris

Shamsuzzaman, M.*; 堀江 達郎*; 浮池 亮太*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 田上 浩孝; 鈴木 徹*; 飛田 吉春

Annals of Nuclear Energy, 111, p.474 - 486, 2018/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

Particle bed characteristics are experimentally investigated for the sedimentation and subsequent bed formation of solid particles, related to the coolability aspects in core-disruptive accidents. Presently a series of experiments with gravity driven discharge of solid particles into a quiescent water pool was performed to evaluate bed formation characteristic in the course of particle sedimentation. We evaluated the effects of the crucial factors: nozzle diameter, particle density, particle diameter and nozzle height on four key quantitative parameters of bed shape: mound dimple area, mound dimple volume, repose angle and mound height to illustrate the role of the crucial factors on forming the particle bed shape. The investigated crucial factors exhibit a significant role that diversifies the particle bed formation process. Based on the data obtained in the experimental observations, we developed an empirical correlation to compare the predicted results with the experimental bed heights. The proposed empirical correlation can reasonably demonstrate the general trend of the experimental bed height. This correlation could be useful to assess the particle bed elevation, and to identify the governing parameters.

論文

Sedimentation behavior of mixed solid particles

Sheikh, Md. A. R.*; Son, E.*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 神山 健司; 鈴木 徹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(6), p.623 - 633, 2018/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速炉の炉心損傷事故時に形成される燃料デブリの堆積高さは、燃料デブリの冷却性及び臨界特性に影響する重要な要因の一つである。本研究では、燃料デブリの堆積挙動に関する実験データベースを構築するため、燃料デブリを模擬した特性(粒子径,密度,球形度等)の異なる固体粒子(アルミナ,スティール)の混合粒子を水プール中へ落下・堆積させる実験を行い、粒子ベッドの堆積高さを測定するとともに、均質粒子及び混合粒子から成るデブリベッドの堆積高さを予測する実験相関式を構築した。構築した実験相関式は粒子ベッドの堆積高さの測定結果と良く一致することを確認した。

論文

Numerical simulation of solid-particle sedimentation behavior using a multi-fluid model coupled with DEM

河田 凌*; 大原 陽平*; Sheikh, Md. A. R.*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 神山 健司; 鈴木 徹

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2017/09

Numerical simulations of various thermal-hydraulic phenomena with multiphase and multicomponent flows in postulated core disruptive accidents (CDAs) are regarded as particular difficulties in the safety analysis of liquid-metal cooled reactors. In a material relocation phase of CDAs, core debris may settle on the core-support structure and/or in the lower inlet plenum of the reactor vessel and then form the debris bed. In particular, the shape of debris bed is crucial for the relocation of molten core and heat-removal capability of the debris bed as well as re-criticality. In the present study, a hybrid numerical simulation method, which couples the multi-fluid model of the 3D fast reactor safety analysis code SIMMER-IV with the discrete element method (DEM), was applied to analyze sedimentation and bed formation behaviors of core debris. In the present study, 3D simulations were performed for a series of particle sedimentation experiments with gravity driven discharge of solid particles into a quiescent cylindrical water pool. The present simulation predicts the sedimentation behavior of mixed particles with different density or particle size as well as homogeneous particles. The simulation results on bed shapes and particle distribution in the bed agree well with the experimental ones. They demonstrate the fundamental applicability of the present hybrid method to solid-particle sedimentation and bed formation simulations.

論文

Experimental database for bed formation behaviors of solid particles

Sheikh, M. A. R.*; Son, E.*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 神山 健司; 鈴木 徹

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における再配置過程では、微粒化デブリによる堆積ベッド形成挙動がデブリベッド冷却による炉容器内事故終息の観点で重要である。本研究では、粒子堆積ベッド形成挙動に関する実験データベースを構築するため、微粒化デブリを模擬した固体粒子を円筒型の水プール中へ重力落下によって放出させ、粒子堆積ベッドの形状及び高さを測定する実験を行った。本実験では、材質及びサイズの異なる3種類(アルミナ,ジルコニア,スティール)の球形・非球形粒子を用い、これらのパラメータが粒子ベッドの堆積形状に及ぼす影響を調べるとともに、その結果に基づき粒子ベッドの堆積高さを予測する整理式を実験データベースとして開発した。開発した整理式は、本実験で把握された重要パラメータに対する堆積ベッド高さの変化傾向をよく再現しており、広範な適用性を有していることが示された。

論文

New reactor cavity cooling system (RCCS) with passive safety features; A Comparative methodology between a real RCCS and a scaled-down heat-removal test facility

高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 96, p.137 - 147, 2016/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できる。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。一方、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、ふく射および自然対流に関する実験条件をグラスホフ数を用いて決定することもできた。

論文

Experimental investigation on characteristics of mixed particle debris in sedimentation and bed formation behavior

Sheikh, M. A. R.*; Son, E.*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 神山 健司; 鈴木 徹

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10

高速炉の炉心損傷事故時に形成される燃料デブリの落下・堆積挙動を明らかにするため、燃料デブリを模擬した特性の異なる固体粒子(アルミナ、スティール)の混合粒子を水プール中へ落下・堆積させる粒子ベッド形成実験を行い、堆積デブリベッドの形状に対する主要パラメータの影響を検討した。本研究により、燃料デブリの落下・堆積に関する数値モデル及びシミュレーションコードの検証に有効な実験データ及び知見が得られた。

論文

Development of the evaluation methodology for the material relocation behavior in the core disruptive accident of sodium-cooled fast reactors

飛田 吉春; 神山 健司; 田上 浩孝; 松場 賢一; 鈴木 徹; 磯崎 三喜男; 山野 秀将; 守田 幸路*; Guo, L.*; Zhang, B.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(5), p.698 - 706, 2016/05

AA2015-0794.pdf:2.46MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:42.29(Nuclear Science & Technology)

炉心損傷事故(CDA)の炉内格納(IVR)はナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全特性向上において極めて重要である。SFRのCDAにおいては、溶融炉心物質が炉容器の下部プレナムへ再配置し、構造物へ重大な熱的影響を及ぼし、炉容器の溶融貫通に至る可能性がある。この再配置過程の評価を可能とし、SFRのCDAではIVRで終息することが最も確からしいことを示すため、SFRのCDAにおける物質再配置挙動の評価手法を開発する研究計画が実施された。この計画では、炉心領域からの溶融物質流出挙動の解析手法、溶融炉心物質のナトリウムプール中への侵入挙動、デブリベッド挙動のシミュレーション手法を開発した。

論文

New reactor cavity cooling system with a novel shape and passive safety features

高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1250 - 1257, 2016/04

東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できる。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。一方、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、ふく射および自然対流に関する実験条件をグラスホフ数を用いて決定することもできた。

論文

Numerical simulations of gas-liquid-particle three-phase flows using a hybrid method

Guo, L.*; 守田 幸路*; 飛田 吉春

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(2), p.271 - 280, 2016/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(Nuclear Science & Technology)

For the analysis of debris behavior in core disruptive accidents of liquid metal fast reactors, a hybrid computational tool was developed using the discrete element method (DEM) for calculation of solid particle dynamics and a multi-fluid model of a reactor safety analysis code, SIMMER-III, to reasonably simulate transient behavior of three-phase flows of gas-liquid-particle mixtures. A coupling numerical algorithm was developed to combine the DEM and fluid-dynamic calculations, which are based on an explicit and a semi-implicit method, respectively. The developed method was validated based on experiments of water-particle dam break and fluidized bed in systems of gas-liquid-particle flows. Reasonable agreements between the simulation results and experimental data demonstrate the validity of the present method for complicated three-phase flows with large amounts of solid particles.

論文

An Investigation on debris bed self-leveling behavior with non-spherical particles

Cheng, S.; 田上 浩孝; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 竹田 祥平*; 西 津平*; 錦戸 達也*; Zhang, B.*; 松元 達也*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(9), p.1096 - 1106, 2014/09

AA2013-0303.pdf:1.68MB

 被引用回数:13 パーセンタイル:12.31(Nuclear Science & Technology)

Studies on debris bed self-leveling behavior with non-spherical particles are crucial in the assessment of actual leveling behavior that could occur in core disruptive accident of sodium-cooled fast reactors. Although in our previous publications, a simple empirical model (based model), with its wide applicability confirmed over various experimental conditions, has been successfully advanced to predict the transient leveling behavior, up until now this model is restricted to calculations of debris bed of spherical particles. Focusing on this aspect, in this study a series of experiments using non-spherical particles was performed within a recently-developed comparatively larger-scale experimental facility. Based on the knowledge and data obtained, an extension scheme is suggested with the intention to extend the base model to cover the particle-shape influence. Through detailed analyses, it is found that by coupling this scheme, good agreement between experimental and predicted results can be achieved for both spherical and non-spherical particles given current range of experimental conditions.

論文

Experimental study and empirical model development for self-leveling behavior of debris bed using gas-injection

Cheng, S.; 田上 浩孝; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 中村 裕也*; 竹田 祥平*; 西 津平*; Zhang, B.*; 松元 達也*; et al.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0022_1 - TEP0022_16, 2014/08

To clarify the mechanisms underlying the debris-bed self-leveling behavior, several series of experiments were elaborately designed and conducted within a variety of conditions in recent years, under the collaboration between Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Kyushu University. The current contribution, including knowledge from both experimental analyses and empirical model development, is focused on a recently developed comparatively larger-scale experimental facility using gas-injection to simulate the coolant boiling. Based on the experimental observation and quantitative data obtained, influence of various experimental parameters, including gas flow rate ($$sim$$ 300 L/min), water depth (180 mm and 400 mm), bed volume (3 $$sim$$ 7 L), particle size (1 $$sim$$ 6 mm), particle density (beads of alumina, zirconia and stainless steel) along with particle shape (spherical and irregularly-shaped) on the leveling is checked and compared. As for the empirical model development, aside from a base model which is restricted to calculations of spherical particles, the status of potential considerations on how to cover more realistic conditions (esp. debris beds formed with non-spherical particles), is also presented and discussed.

論文

Development of assessment method for a self-leveling behavior of debris bed and analyses of experiments

田上 浩孝; Cheng, S.; 飛田 吉春; Guo, L.*; Zhang, B.*; 守田 幸路*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07

SFRのシビアアクシデントにおいて、燃料デブリが冷却限界厚さを超えて堆積した場合、セルフ・レベリング挙動によってデブリベッド厚みが冷却限界を下回ることが期待される。ゆえに、SFRの安全解析においてセルフ・レベリング挙動を評価することは重要であるが、これを解析する手法は存在しない。そこで、本研究ではセルフ・レベリング挙動に固有の現象を解析するための新規手法を開発することを目的とする。デブリベッドのセルフ・レベリング挙動の特徴から、Bingham流体を仮定することで新規手法を開発した。新規手法は粒子間衝突を模擬した粒子間相互作用と粒子間接触の効果を模擬した2つのパートにより構成される。この新規手法に対して固気液三相流からなるセルフ・レベリング挙動模擬実験を用いて検証を行った。新規手法は、モデルパラメータに依存するものの模擬実験結果をよく再現する。このことから、本新規手法がSFR環境下におけるデブリベッドのセルフ・レベリング挙動に対する適用性を有することが示された。

論文

Evaluation of debris bed self-leveling behavior; A Simple empirical approach and its validations

Cheng, S.; 田上 浩孝; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 63, p.188 - 198, 2014/01

 被引用回数:21 パーセンタイル:4.37(Nuclear Science & Technology)

To clarify the mechanisms underlying the debris bed self-leveling behavior, several series of experiments were elaborately designed and conducted in recent years under the constructive collaboration between Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Kyushu University (Japan). Based on the experimental observations and quantitative data obtained from various conditions, a simple empirical approach to predict the self-leveling development depending on particle size, particle density and gas velocity was proposed. To confirm the rationality and wide applicability of this approach, over the past few years extensive efforts have been made by performing modeling investigations against a large number of experimental data covering various conditions (including difference in bubbling mode, bed geometry and range of experimental parameters). The present contribution synthesizes these efforts and gives detailed comparative analyses of the performed validations, thus, providing some insight for a better understanding of CDAs and improved verifications of computer models developed in advanced fast reactor safety analysis codes.

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