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論文

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。

論文

高速炉燃料集合体内熱流動解析コードASFREの開発; 分布抵抗モデル改良と検証解析

菊地 紀宏; 大島 宏之; 田中 正暁; 橋本 昭彦*

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06

高速炉燃料集合体の熱流力設計や安全性評価への適用を目的として、サブチャンネル解析コードASFREを整備し、複数の試験解析を通して燃料集合体内熱流動評価への適用性を確認してきたが、試験結果と比べやや急峻な温度分布となる傾向があった。本研究では、燃料集合体内温度分布の予測精度向上を目的として、流量配分に影響を及ぼす局所的な流動抵抗をより適切に評価するため、サブチャンネル解析の各コントロールボリュームにおいて冷却材が燃料ピンやワイヤスペーサから受ける局所的な流動抵抗を計算する分布抵抗モデル(DRM: Distributed Resistance Model)の精緻化を試みた。具体的には、DRMに組み込まれる燃料ピン配置等の幾何形状を考慮するモデルパラメータを修正した。改良されたDRMの適用性を確認するため、37本ピンバンドル体系ナトリウム試験を対象とした解析を実施し、その適用性を確認した。

論文

Development of numerical simulation system for thermal-hydraulic analysis in fuel assembly of sodium-cooled fast reactor

大島 宏之; 上羽 智之; 橋本 昭彦*; 今井 康友*; 伊藤 昌弘*

AIP Conference Proceedings 1702, p.040011_1 - 040011_4, 2015/12

原子力機構では、様々な運転条件下における高速炉燃料集合体内熱流動現象の解明を目的として、3つの熱流動解析プログラムと1つの変形解析プログラムで構成するシミュレーションシステムの開発を進めている。ここでは、システムを構成する各プログラムの数値解析手法と妥当性確認の概要を示す。

論文

A New measurement of the astrophysical $$^8$$Li(d,t)$$^7$$Li reaction

橋本 尚志; 石山 博恒*; 渡辺 裕*; 平山 賀一*; 今井 伸明*; 宮武 宇也; Jeong, S.-C.*; 田中 雅彦*; 吉川 宣治*; 野村 亨*; et al.

Physics Letters B, 674(4-5), p.276 - 280, 2009/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.05(Astronomy & Astrophysics)

$$^8$$Li(d,t)$$^7$$Li反応の反応断面積を重心系で1.2から0.3MeVのエネルギーで7点直接測定した。これらのエネルギーは1$$sim$$3$$times$$10$$^9$$Kのガモフピーク領域をカバーする。重心系で0.8MeVのエネルギーで断面積の増大が観測され、これは複合核である$$^{10}$$Beの22.4MeVの励起状態の寄与によると考えられる。また、この寄与によって天体核反応率は1$$times$$10$$^9$$Kで従来用いられていた値よりも1桁大きいことが明らかとなった。

報告書

化学反応を含む多成分・多相流数値解析手法の開発-多次元ナトリウム; 水反応解析コードSERAPHIM

高田 孝; 山口 彰; 橋本 昭彦*

JNC-TN9400 2001-125, 184 Pages, 2002/03

JNC-TN9400-2001-125.pdf:10.43MB

ナトリウムを用いた蒸気発生器では、伝熱管内を流れる水が漏えいした場合、周囲のナトリウムと激しく反応する。このナトリウム-水反応による周囲伝熱管や機器へ及ぼす影響の把握は重要である。従来、実験により本現象の評価が行われてきたが、伝熱管の配置や運転条件等のパラメータの変更に応じて実験を繰り返し実施することはコスト的にも難しく、数値シミュレーションを用いた定量化が望まれる。そこで本研究では、ナトリウム-水反応モデルとして液体ナトリウム表面での水蒸気との反応モデル(表面反応モデル)、および蒸発したナトリウムガスと水蒸気との反応モデル(気相反応モデル)を組み込んだ多次元ナトリウム-水反応解析コードSERAPHIM(Sodium-watEr Reaction Analysis:Physics of Interdisciplinary multi-phase flow)を開発した。SERAPHIMコードを用いた蒸気発生器内ナトリウム-水反応の試解析を実施した結果、・漏洩開始後100msecでは表面反応が主体である ・表面反応での最高温度は約1200$$^{circ}C$$であった ・カバーガス圧、相関熱伝達率の最高温度に対する感度は低い ・伝熱管群の配置及び漏洩速度が気相領域拡大に影響を及ぼす ことが得られた。また、本コードを用いることにより蒸気発生器内でのナトリウム-水反応現象の把握及び健全性評価が可能な見通しを得た。

報告書

全炉心熱流動解析コードACTの開発,4; 燃料集合体モデルの簡易化及びMPIによる並列処理化

大島 宏之; 橋本 昭彦*

JNC-TN9400 2001-114, 100 Pages, 2001/10

JNC-TN9400-2001-114.pdf:2.76MB

高速炉の定格運転時および強制循環から自然循環へ行こうする過渡時を含む様々な運転状態に対し、インターラッパフローを含む炉心の熱流力挙動を精度良く評価することを目的として、全炉心熱流動解析コード ACTの開発を実施している。炉心部の熱流力挙動評価には、炉心内部の詳細なモデル化に加え、炉心部内の詳細なモデル化に加え、炉心部に対して適切な境界条件を与えることが重要であることから、本コードは、燃料集合体、炉心槽のみならず熱輸送系を解析するモジュール群で構成される。それらをカップリングすることによりプラントシステムの応答を加味した炉心部の詳細な熱流動挙動を解くことを可能とする。本報告は、大規模な体系への適用性を確保するために実施した、燃料集合体解析部のモデル追加および並列マシンやクラスターマシンなどで動作するメッセージパッシング方式によるコードの並列化についてまとめたものである。燃料集合体解析部については、これまでの各集合体内部の燃料ピン全てを模擬するモデル化に加えて、計算負荷軽減の観点から注目する集合体以外の集合体について熱流力挙動が同等となる簡易モデルを適用できるようにした。並列化については、コード内部の計算負荷やデータフローを分析することにより、数値計算アルゴリズムの見直しを含む最適なプログラムの並列化を行った。並列化に伴う各プロセス間のデータ通信やプログラム処理の同期などの制御に使用する並列化プログラミングツールには、MPI(Message Passing Interface)を用いた。これらの改良に対して、機能検証解析を実施し、改良したプログラムの基本動作を確認した。また、炉心解析モジュール(燃料集合体+炉心槽) および熱輸送系解析モジュールの入力マニュアルの整備も併せて行った。

報告書

実験炉炉心・燃料体の熱流動評価

大島 宏之; 永田 武光; 橋本 昭彦*; 後藤 博政*

JNC-TN9400 2001-111, 192 Pages, 2001/09

JNC-TN9400-2001-111.pdf:10.04MB

実用化戦略調査研究Phase Iの一環として、各種炉型における炉心・燃料体熱流動評価を実施した。本報告書は平成12年度の成果をまとめたものである。1.ヘリウムガス冷却炉被覆粒子型燃料特性解析:解析手法を整備するとともに パラメータ解析を実施した。その結果、定格運転条件においては燃料層出入口面に適切な形状圧損を設定することにより、燃料層内を通過する冷却材の流量配分はコントロール可能であること、崩壊熱除去条件においては燃料層の発熱のみで自然循環流量を立ち上げるような状態が発生すれば徐熱は困難な可能性があることがわかった。また、局所詳細解析を実施し、冷却材流動場・温度場、被覆粒子表面温度分布、被覆粒子内燃料核最高温度の傾向を把握するとともに、圧力損失相関式の適用性を確認した。2.ナトリウム冷却炉内部ダクト付き燃料集合体特性解析: 再臨界排除を目的として検討されているナトリウム冷却炉内部ダクト付き燃料集合体について、ASFREコードにより熱流動解析を実施した。内部ダクトがある体系では、通常体系と比較してピーク温度が高くなること、その傾向はピン本数が少ない体系ほど強くなることを明らかにした。また、径方向にリニアに出力分布がある場合もピーク温度は高くなり、内部ダクトの有無による温度差はピーキングファクターにほぼ比例することを確認した。3.ナトリウム大型炉ダクトレス炉心熱流動解析:ダクトレス炉心設計例に対してパラメータ解析を実施した。その結果、燃料集合体間ギャップの漏れ流量の影響の大きいこと、このギャップ流量をグリッドスペーサ等で抑制すれば、ピーキング係数を小さくすることも可能であることを明らかにした。4.マイナーアクチニド添加MOX新燃料空気中保管時温度分布評価:空気雰囲気保管時の構造材温度評価を行った。縦置きの場合は、自然対流によりMA添加率5.0%において被覆管表面最高温度は制限温度値を下回り冷却可能であることが示された。一方、横置きの場合、燃料ピン方向の対流を無視した保守側評価においては、MA添加率1.2%でも冷却は困難となった。縦置きにして集合体内自然通風を期待するか、あるいは横置きで集合体内に強制通風を施すなどの対策が必要と考えられる。

報告書

AQUA,FLUENTコードによるADSターゲットモデル検証解析(IAHR国際会議[10th IWGAR]ベンチマーク計算)

高田 孝; 山口 彰; 橋本 昭彦*

JNC-TN9400 2001-086, 60 Pages, 2001/09

JNC-TN9400-2001-086.pdf:4.26MB

液体金属を作動流体とした伝熱流動場の数値解析手法の妥当性を評価するために、IAHR(International Association of Hydraulic Engineering and Research)内のFluid Phenomena in Energy Exchange sectionで実施されているIWGAR(International Working Group of Advanced Nuclear Reactor Thermal hydraulic)ワーキンググループの第10回meeting(in Obninsk,July 2001)でNaKを用いたADSターゲットモデル実験のベンチマーク問題が取り上げられ、AQUA及びFlUENTコードによるベンチマーク計算を実施した。その結果、以下が明らかとなった。・整流版(Distributing guid)での流量配分が模擬ターゲット(Membrane)近傍の冷却材温度及び温度変動成分に与える影響は大きく、 模擬ターゲット中心部への冷却材の流入量が増えるにつれ、冷却材温度並びに温度変動成分は急速に減衰する傾向であった。 ・整流版以降に関しては、冷却材温度変動成分を若干高めに評価するものの概ね実験結果と解析結果とは一致していた。また流量配分に関する傾向としては、中心部への流入量が増加するにつれ中心部からの周囲への温度及び温度変動成分の拡散が抑制される傾向であった。 ・FLUENTコードでは中心部への冷却材流入量が多く、整流版以降の冷却材挙動に関し拡散を過小仮称評価する傾向であった。ただし、同様の傾向(中心部流入量が増加すると、整流版下流域での拡散が低下する)はAQUAコードでも確認された。 ・本ベンチマーク計算では、乱流モデルの有無による冷却材温度分布の差異がそれほど見られなかった。これは低Pr数流体であることと、それほど発達した乱流場では無かったことが理由と考えられる。

報告書

多セル統合燃焼解析コードSPHINCS - コード利用マニュアル -

橋本 昭彦*; 山口 彰

JNC-TN9520 98-001, 82 Pages, 1998/11

JNC-TN9520-98-001.pdf:3.75MB

多セル統合燃焼解析コードSPHINCSは、高速炉におけるナトリウム漏洩燃焼現象を評価するために開発されたコードである。SPHINCSコードは、スプレイ燃焼及びプール燃焼、雰囲気中のエアロゾルの挙動を同時に解くことが可能であり、高速炉における様々なナトリウム漏洩燃焼現象を適切に評価することが可能である。本書はSPHINCSコードの利用に当たって、環境及び入力データの解説を記述すると共に、具体例を通して入力データの作成方法を示唆するものである。

口頭

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究; 燃料製造システムにおける低除染TRU燃料の発熱影響評価,2

小池 和宏; 大島 宏之; 石井 暁; 滑川 卓志; 辻 延昌*; 橋本 昭彦*

no journal, , 

FBR実用化調査研究で設計研究を行っている低除染TRU燃料は、数$$sim$$十数W/kgHM程度の発熱を生じるため、燃料製造に悪影響を及ぼす可能性がある。簡素化ペレット製造施設を例にとると、燃料に直接関連する不具合として、(1)MOX粉末の再酸化,(2)MOXペレットのO/M比の変動,(3)燃料棒表面の酸化,(4)熱膨張による燃料バンドルのスタック等が考えられる。前報告では、一次元簡易モデル又は相関式等を用いて予備評価を行い、プレス(成型ホッパ)・集合体組立装置等の製造設備,ペレット・燃料棒・集合体貯蔵庫等の貯蔵設備で、上記の不具合が発生する可能性があることを示した。本報告では、上記のうちの製造設備について詳細検討を行い、対策を立案した。

口頭

Direct measurements of astrophysical nuclear reaction rates on light neutron-rich nuclei at TRIAC and JAEA-RMS

宮武 宇也; 石山 博恒*; 渡辺 裕*; 平山 賀一*; 今井 伸明*; 田中 雅彦*; 吉川 宣治*; Jeong, S.-C.*; 渕 好秀*; 野村 亨*; et al.

no journal, , 

軽い中性子過剰核を含む核反応は超新星爆発や初期宇宙における元素生成過程に重要な役割を持つと考えられている。われわれは日本原子力研究開発機構(JAEA)のタンデム加速器施設においてこれらの反応の天体核反応率の系統的測定を行っている。当施設では2種の方法で不安定核ビームの生成が可能である。1つは反跳核質量分析器(JAEA-RMS)を飛行型2次ビーム分析器として利用する方法、もう1つはISOLベースの東海短寿命核分離加速実験装置(TRIAC)である。JAEA-RMSを用いて生成された核子あたり1-2MeV/uの軽い中性子過剰核ビームを用いて$$^{8}$$Li($$alpha$$,n)$$^{11}$$Bと$$^{12}$$B($$alpha$$,n)$$^{15}$$Nの反応率の直接測定を行った。実験は多重飛跡検出型比例増幅検出器(MSTPC)とそれを取り囲むように配置された中性子検出器を用い、荷電粒子をMSTPCで、反応によって放出される中性子を中性子検出器で測定した。また、TRIACは2005年の10月にビームの供給を開始し、供給された核子あたり0.175から1.1MeVまでのエネルギー可変な$$^{8}$$Liビームを用いて$$^{8}$$Li(d,p),(d,t),(d,$$alpha$$),(d,n),(p,$$alpha$$)の天体核反応率の測定を行っている。$$^{8}$$Li(d,t),(d,$$alpha$$)については既に固体CD$$_2$$ターゲットと大面積位置検出型シリコン検出器を用いて行った。本講演では$$^{8}$$Li(d,p),(d,t),(d,$$alpha$$)の励起関数についての報告と($$alpha$$,n)反応の測定から得られた反応率を用いたリチウムから窒素までの元素生成の経路について議論する。

口頭

$$^{8}$$Li(d,t)(d,p)(d,$$alpha$$)反応の直接測定

橋本 尚志; 石山 博恒*; 平山 賀一*; 渡辺 裕*; 今井 伸明*; 宮武 宇也; Jeong, S.-C.*; 吉川 宣治*; 田中 雅彦*; 野村 亨*; et al.

no journal, , 

宇宙初期での非一様ビッグバン模型や超新星爆発中の元素合成過程においては中性子過剰な環境が作られるため、原子核反応の経路は安定線よりややずれて中性子過剰核を経由して進むと予想される。この過程において$$^{8}$$Liは安定核の存在しない質量数8を越える鍵となる元素として注目されている。われわれのグループでは$$^{8}$$Liの関与する反応の断面積を測定することで反応経路を明らかにすることを目的として実験を行っている。本講演ではTRIACで行われた$$^{8}$$Li(d,t), $$^{8}$$Li(d,p), $$^{8}$$Li(d,$$alpha$$)反応断面積の測定について報告する。

口頭

金属燃料高速炉の燃料設計に関する検討; 工学的安全係数の合理化 (ワイヤコンタクト効果)

永沼 正行; 橋本 昭彦*

no journal, , 

実用化戦略調査研究では、MOX燃料炉と同等の高出口温度(550$$^{circ}$$C)を指向した金属燃料高速炉を副概念として選定し、継続して設計研究を行うことになった。金属燃料の設計では、液相形成のため被覆管内面温度が650$$^{circ}$$C以下に制限される特徴があり、熱設計は厳しくなる傾向にある。そのため、工学的安全係数(HSF)について合理化が必須であり、本報告ではワイヤコンタクト効果に着目した検討を行った。従来設計では、暫定的にMOX燃料と同等のHSFを適用し、金属燃料特有のギャップ部のボンドNaによる伝熱効果を考慮していなかった。また、保守的に冷却材ミキシング効果を考慮していなかった。これらの効果について3次元熱流動解析による定量的な評価を行った結果、Naボンド効果を考慮することで被覆管平均温度とピーク温度の差は50%程度、冷却材ミキシング効果を考慮することで30%程度低減されることが確認された。HSFについては、従来設計と同様条件の概略評価値1.91から0.6低減されることが示された。以上、ワイヤコンタクト効果にNaボンド、冷却材ミキシングの効果を考慮することで、HSFの合理化に有意に寄与することがわかった。

口頭

Direct measurement of astrophysical $$^8$$Li(d,t)$$^7$$Li reaction

橋本 尚志; 宮武 宇也; 光岡 真一; 西尾 勝久; 佐藤 哲也; 市川 進一; 長 明彦; 松田 誠; 石山 博恒*; 渡辺 裕*; et al.

no journal, , 

宇宙初期での非一様ビッグバン模型や超新星爆発中の元素合成過程においては中性子過剰な環境が作られるため、原子核反応の経路は安定線よりややずれて中性子過剰核を経由して進むと予想される。この過程において$$^8$$Liは安定核の存在しない質量数8を越える鍵となる元素として注目されている。われわれのグループでは$$^8$$Liの関与する反応の断面積を測定することで反応経路を明らかにすることを目的として実験を行っている。最も注目される反応である$$^8$$Li($$alpha$$,n)$$^11$$Bの測定に引き続き、TRIACで$$^8$$Li(d,t)$$^7$$Li, $$^8$$Li(d,p)$$^9$$Li, $$^8$$Li(d,$$alpha$$)$$^6$$Heの反応断面積の測定を行った。この実験で重心系1.5MeV以下のエネルギーにおける反応断面積を世界で初めて測定することができた。また、$$^8$$Li(d,t)$$^7$$Li反応では重心系0.8MeVに異常に大きな断面積の増大が見られた。これは複合核である$$^{10}$$Beに22.4MeVの新たな励起状態が存在することを示唆する。本講演ではこの$$^8$$Li(d,t)$$^7$$Li反応の測定について報告する。

口頭

$$^8$$Li(d,t),(d,p),(d,$$alpha$$)の直接測定

橋本 尚志; 石山 博恒*; 渡辺 裕*; 平山 賀一*; 今井 伸明*; 宮武 宇也; Jeong, S.-C.*; 田中 雅彦*; 野村 亨*; 岡田 雅之*; et al.

no journal, , 

宇宙初期での非一様ビッグバン模型や超新星爆発中の元素合成過程においては中性子過剰な環境が作られるため、原子核反応の径路は安定線よりややずれて中性子過剰核側を進むと予想されている。この過程において$$^8$$Liは安定核の存在しない質量数8の領域を越える鍵となる元素として注目されている。$$^8$$Liを経由する反応の径路を明らかにするため、$$^8$$Li(d,p), (d,t), (d,$$alpha$$)の反応断面積の測定をTRIACで行った。$$^8$$Li(d,t)反応は過去に行われた重心系2.8から1.5MeVでの測定において天体中で重要となる重心系1.5MeV以下のエネルギー領域への断面積の増大の傾向がみられたこと、また重心系0.8MeVに相当する複合核$$^{10}$$Beの励起エネルギー(22.4MeV)に励起準位の存在が示唆されており、その準位からのトライトンの崩壊が観測されていることから複合核過程による断面積の増大が予想された。本測定により世界で初めて重心系1.5MeV以下のエネルギー領域での断面積データを得、重心系0.8MeVで断面積の増大がみられた。断面積の角分布が等方的であることからこの増大は$$^{10}$$Beの22.4MeVの準位の寄与であると考えられる。この共鳴の寄与よって天体核反応率は元素合成の起こる温度である10$$^9$$K付近では従来考えられていたよりも1桁大きくなることが明らかとなった。本講演では実験の概要と$$^8$$Li(d,t)反応の解析結果、及び$$^8$$Li(d,t),(d,$$alpha$$)の解析について報告する。

口頭

高速炉燃料集合体内詳細熱流動解析手法の開発,8; 燃料変形-熱流動連成手法の開発

大島 宏之; 上羽 智之; 橋本 昭彦*; 今井 康友*

no journal, , 

JAEAでは、ナトリウム冷却高速炉燃料集合体熱流動挙動を評価することを目的として、燃料の変形を含むさまざまな条件下での解析を可能とする数値解析システムを構築している。本件はその構築の一環として、燃料の変形と熱流動を連成した解析手法を構築するとともに、適用解析を実施しその妥当性を確認したものである。

口頭

高速炉の高燃焼度燃料集合体における変形-熱流動連成解析

大島 宏之; 上羽 智之; 橋本 昭彦*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の実用化に向けて経済性向上の1つの方策として燃料の高燃焼度化が指向されているが、これを実現するためには照射によるスエリングや熱の影響による燃料被覆管の変形及び変形下における詳細な温度分布を予測し、過度な保守性を排除した合理的な安全裕度の確認がなされなければならない。このため本研究では、燃料集合体全体/局所詳細熱流動解析手法と燃料変形解析手法からなる解析評価システムを構築している。本件では、システムを構成する燃料集合体全体解析手法と燃料変形解析手法をカップリングした熱流動-変形連成アルゴリズムを構築するとともに、照射燃料集合体への適用解析を実施し、その妥当性を確認した。

口頭

新規制に対応した高速炉のSA対策,7; 1次主冷却系配管大口径破損に関する評価

山田 文昭; 橋本 昭彦*; 加藤 満也*; 有川 晃弘*

no journal, , 

「もんじゅ」安全評価では、発生頻度は無視し得る程極めて低いが、設計基準事故の1次冷却材漏えいの安全余裕を確認するために敢えて大口径破損評価が行われた。その後の試験データ等の蓄積を踏まえて最新評価した結果、従来評価の重大な炉心損傷に至らないことを再確認した。

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