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報告書

鉛ビスマス冷却加速器駆動システムの熱設計,1; 定格運転条件に対する熱流動解析

秋本 肇; 菅原 隆徳

JAEA-Data/Code 2016-008, 87 Pages, 2016/09

JAEA-Data-Code-2016-008.pdf:15.62MB

鉛ビスマス冷却加速器駆動システム(ADS)の基本設計に資するため、定格運転時の熱流動解析を行った。概念設計で得られた機器の性能諸元と寸法を整理し、ADS設計解析コード用入力データを作成した。急峻な半径方向出力分布を有するADSの炉心部分を詳細にモデル化し、炉心内の3次元的な流体混合が炉心冷却に与える影響を評価した。定格運転時の熱流動解析の結果から、(1)定格運転時の最高被覆管表面温度と最高燃料中心温度は設計制限値を下回る。(2)燃料集合体間の冷却材流量配分に対する半径方向出力分布の影響は小さい。急峻な半径方向出力分布がある場合でも炉心加熱区間入口における冷却材流量分布はほぼ平坦である。(3)燃料棒表面における熱伝達率に対する半径方向出力分布の影響は小さい。出力の違いに伴う被覆管表面温度の差異は、主に燃料棒に隣接する冷却材温度の違いにより決定される。(4)蒸気発生器4基における熱水力学的挙動は対称である。また、主循環ポンプ2基における熱水力学的挙動も対称である。ことがわかった。詳細な計算で明らかとなって熱水力学的挙動を踏まえて入力データを簡素化した簡易モデルを作成した。

報告書

鉛ビスマス冷却加速器駆動核変換システム用熱設計解析コードの整備

秋本 肇

JAEA-Data/Code 2014-031, 75 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-031.pdf:37.23MB

鉛ビスマス冷却加速器駆動核変換システム(ADS)の熱設計解析に資するため、軽水炉過渡解析コードJ-TRACをコードの骨組みとして、ADS用熱設計解析コードを整備した。軽水炉, ナトリウム冷却高速炉に対する安全解析及びこれまで行われたADSに対する熱流動解析を対象としてADS用熱設計解析コードに必要な解析機能を摘出した。J-TRACコードに不足する解析機能を追加するため、鉛ビスマス共晶合金(LBE), アルゴンガス, 窒化物燃料の物性値ルーチン並びに液体金属に対する強制対流領域における壁面熱伝達率相関式をJ-TRACコードに組み込んだ。LBE単相流の圧力損失解析、窒化物燃料集合体の熱伝達解析、及び蒸気発生器熱伝達解析を行い、追加した解析機能が所期の通りにJ-TRACコードに組み込めていることを確認した。

論文

TRAC-BF1による福島第一原発1号機の炉心露出過程に関する検討

永武 拓; 玉井 秀定; 秋本 肇; 吉田 啓之; 高瀬 和之

日本機械学会第25回計算力学講演会論文集(CD-ROM), p.718 - 719, 2012/10

福島第一原子力発電所では、津波の影響によりディーゼル発電機が停止し、全交流電源喪失の状態となった。その際電源喪失による影響で原子炉水位等のパラメータ情報が確認できなくなったこともあり、電源喪失後の炉心冷却過程は明らかではない。本研究では過渡解析コードTRAC-BF1を用いて福島第一原子力発電所1号機における原子炉過渡事象解析を行っている。これまでに、地震発生及び津波到達後から炉心露出に至るまでの過程及び1号機に設置されている炉心冷却機能の一つである非常用復水器(IC)の炉心冷却への影響について検討を行った。本報では、これまでの結果から課題とされた炉心部多次元性の影響について検討を行った。結果、炉心内の循環流が燃料棒の冷却へ影響することが明らかになった。

論文

原子力工学分野における混相流解析技術; 原子炉設計のための気液二相流解析技術の開発

秋本 肇

混相流, 26(3), p.266 - 272, 2012/09

原子力工学分野における気液二相流解析技術に関して、最近の25年間を中心にレビューした。1980年代から1990年代には非常用炉心冷却系の有効性を実証するために多くの大規模実験が行われた。これらの試験結果は、RELAP5やTRACコードに代表されるいわゆる最適評価コードに集約化された。また、シビアアクシデント研究が行われ、事故緩和策の検討が進められた。近年の計算機性能の向上と相まって、1990年代から2000年代には、3次元解析やサブチャンネル解析のような詳細シミュレーション技術の開発が進められている。最後に、今後の課題と展望について短くまとめた。

論文

TRAC-BF1を用いた福島第一原発1号機の事故における非常用復水器の影響に関する検討

玉井 秀定; 秋本 肇; 高瀬 和之

日本原子力学会和文論文誌, 11(1), p.8 - 12, 2012/03

福島第一原子力発電所1号機に関して、東北地方太平洋沖地震及び津波の影響による原子炉内の炉心冷却状況を把握するため、原子炉システム過渡解析コードTRAC-BF1を用いて熱流動解析を実施した。解析では、非常用復水器の作動状況が異なるケースを感度解析し、非常用復水器の炉心冷却への影響を検討した。その結果、政府報告書に記載されている全電源喪失から約2.7時間後の非常用復水器の再起動時には、既に圧力容器内の大部分の冷却水は格納容器に放出されているため、圧力容器内に給水しない限り、燃料棒の冷却が困難であることがわかった。また、炉心溶融を回避あるいは遅延させるためには、全電源喪失から約1.5時間後までに非常用復水器を再起動させる必要があることがわかった。

論文

原子力発電

秋本 肇

動力・熱システムハンドブック, p.240 - 264, 2010/01

動力・熱システムハンドブックの3章「原子力発電」として、(1)原子炉の分類方法,(2)原子力発電の現状,(3)原子炉の研究開発の動向についてまとめた。また、代表的な炉型として、(1)軽水炉,(2)重水炉,(3)ガス冷却炉,(4)高速増殖炉、及び(5)核融合炉について、基本構成と主要な機器と開発の変遷について概説した。

論文

Thermal-hydraulic research in JAEA; Issues and future directions

秋本 肇; 大島 宏之; 上出 英樹; 中川 繁昭; 江里 幸一郎; 高瀬 和之; 中村 秀夫

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 7 Pages, 2009/09

原子力機構においては、核融合炉・高速炉・高温ガス炉及び軽水炉に関する多くの熱水力研究を進めている。これらの研究では、実験と解析の両面から検討している。実験研究は、小型装置による基礎実験から大規模な総合試験まで多岐に展開している。解析研究もいわゆる1次元モデルによるシステム解析コードから詳細な3次元CFDコードまで広範な解析手法を対象としている。これらの研究では、原子炉の通常運転時の熱水力挙動から過酷事故を含む原子炉事故時の熱水力挙動までを取り扱っている。水・超臨界圧水・ヘリウム・ナトリウムなどの単相流,水蒸気/水・ナトリウム/アルゴンなどの二相流,過酷事故に現れる多相流を対象として研究を進めている。本報告は、これらの原子力機構で進められている熱水力研究の現状と今後の動向についてまとめたものである。

論文

Design study of nuclear power systems for deep space explorers, 1; Criticality of low enriched uranium fueled core

久語 輝彦; 秋江 拓志; 山路 哲史; 鍋島 邦彦; 岩村 公道; 秋本 肇

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9371_1 - 9371_8, 2009/05

原子炉と熱電変換素子の組合せによる電力供給システムは、深宇宙探査機の推進用システムの有望な概念と考えられる。本システムでは核拡散抵抗性の観点から低濃縮ウラン燃料を使用することとし、低濃縮ウラン燃料炉心の臨界性を調査した。燃料として酸化物燃料,窒化物燃料及び金属燃料を、減速材として、ジルコニウムやイットリウムの金属水素化物,ベリリウム,ベリリウム化合物,黒鉛を対象とした。反射体として、ベリリウム,ベリリウム酸化物,ベリリウム化合物,黒鉛を考慮した。燃料,減速材及び構造材の割合及び反射体厚さを変えながら低濃縮ウラン燃料炉心の臨界性を調査した。原子炉重量の低減を目指すうえで、高速中性子スペクトルの炉心より熱中性子スペクトルの炉心が、また減速材としてベリリウムや黒鉛よりも金属水素化物が良好であるとわかった。窒化物燃料,イットリウム水素化物減速材及びベリリウム反射体を組合せた原子炉の重量は、約500kgとなった。

論文

Design study of nuclear power systems for deep space explorers, 2; Electricity supply capabilities of solid cores

山路 哲史; 滝塚 貴和; 鍋島 邦彦; 岩村 公道; 秋本 肇

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9366_1 - 9366_8, 2009/05

本研究では、深宇宙探査機の推進用として、固体原子炉と熱電変換素子を組合せた発電システムの設計を行った。具体的には、以下の3種類のシステムについて、電気出力,放熱器質量、及びヒートパイプと熱電変換素子の作動温度範囲を評価した。3種類のシステムは、固体熱伝導のみで冷却するsolid thermal conduction (STC)システム,炉心表面をヒートパイプで冷却するcore surface cooling with heat-pipes (CSHP)システム,炉心内部を直接ヒートパイプで冷却するcore direct cooling with heat-pipes (CDHP)システムである。その結果、これらのシステムは、従来、宇宙での電力源として欠如していた電気出力1から100kWeの範囲を広くカバーできることが明らかになった。特に、ヒートパイプ及び熱電変換素子の使用温度範囲は広く、比較的に低温領域までカバーしている。これは、機器の選択範囲の拡大,新規開発要素の低減,信頼性の向上の観点から望ましいことであり、本概念の早期実現に有利である。

論文

原子力教科書; 原子力熱流動工学

秋本 肇; 安濃田 良成; 高瀬 和之; 玉井 秀定; 吉田 啓之

原子力教科書; 原子力熱流動工学, 336 Pages, 2009/03

原子力熱流動工学は、原子炉設計において原子炉の出力や発電システムの熱効率などの重要なパラメータを決定するための基礎となっている。また、原子炉事故時の安全性を評価するうえでも、原子炉の冷却の健全性を評価するための基礎となっている。本書は、原子炉の設計・安全評価を行うために必要となる熱工学的な基礎についてまとめたものである。

論文

Development of analytical procedures of two-phase flow in tight-lattice fuel bundles for Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle

吉田 啓之; 大貫 晃; 三澤 丈治; 高瀬 和之; 秋本 肇

Nuclear Technology, 164(1), p.45 - 54, 2008/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.96(Nuclear Science & Technology)

An R&D project to investigate thermal-hydraulic performance in the tight-lattice rod bundles of the Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR) has been in progress at Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in collaboration with power companies, reactor vendors, and universities since 2002. The FLWR can realize favorable characteristics such as effective utilization of uranium resources, multiple recycling of plutonium, high burn-up and long operation cycle, based on matured LWR technologies. MOX fuel assemblies with tight lattice arrangement are used because they increase the conversion ratio by reducing the moderation of neutrons. Increasing the in-core void fraction also contributes to the reduction of neutron moderation. Information about the effects of the gap width and grid spacer configuration on the flow characteristics in the FLWR core is still insufficient. Thus, we are developing procedures for qualitative analysis of thermal-hydraulic performance of the FLWR core using an advanced numerical simulation technology. In this study, an advanced two-fluid model is developed to economize on the computing resources. In the model, interface structures larger than computational cells (such as liquid film) are simulated by the interface tracking method, and small bubbles and droplets are estimated by the two-fluid model. In this paper, we describe the outline of this model and the numerical simulations we performed to validate the model performance qualitatively.

論文

Thermal feasibility analyses for the 1356 MWe high conversion-type innovative water reactor for flexible fuel cycle

Liu, W.; 大貫 晃; 吉田 啓之; 呉田 昌俊; 高瀬 和之; 秋本 肇

Heat Transfer Engineering, 29(8), p.704 - 711, 2008/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.66(Thermodynamics)

原子力機構が開発した稠密バンドル用限界出力相関式、及びMartinelli-Nelson二相増倍係数をTRAC-BF1に集約し、コード改良を行い、低減速軽水炉用熱設計コードが開発された。本研究は、開発したコードを用いて、900体の燃料集合体から構成される1356MWe増殖型低減速軽水炉の実機炉心の熱工学的成立性を評価した。評価にあたって、通常運転時及び運転時異常な過渡変化において、沸騰遷移を許容しないという従来BWR熱設計方針を用いた。評価手順は、まず運転時異常な過渡変化におけるMCPRの変化量$$Delta$$MCPRを評価し、これに基づいて通常運転時に必要なMCPR及び冷却材流量を算出した。強制循環型低減速軽水炉の熱工学成立条件は、運転制限MCPRが1.32(炉心平均質量速度が640kg/m$$^{2}$$s)以上にすることである。また、自然循環型の熱工学成立条件は、運転制限MCPRが1.19(炉心平均質量速度が560kg/m$$^{2}$$s)以上にすることである。

論文

Effect of rod bowing on critical power based on tight-lattice 37-rod bundle experiments

玉井 秀定; 呉田 昌俊; Liu, W.; 佐藤 隆; 中塚 亨; 大貫 晃; 秋本 肇

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(6), p.567 - 574, 2008/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、高増殖比及び超高燃焼度の達成を目指す超高燃焼水冷却増殖炉の技術的及び工学的成立性の確立を目指した要素技術開発として、これまでに、水冷却増殖炉の稠密格子炉心燃料集合体を模擬した37本バンドル試験体を用いて、除熱限界に対する基本的課題及び除熱限界に及ぼす燃料棒間隙幅の効果を明らかにしてきた。本研究では、燃料棒曲がり効果試験体を用いた試験を水冷却増殖炉の定格運転条件を内包する広い圧力範囲(2-9MPa),流量範囲(200-1000kg/(m$$^{2}$$s))で実施し、除熱限界に及ぼす燃料棒曲がりの効果を検討した。その結果、沸騰遷移は燃料棒の最大曲がり高さより下流の位置で発生し、その時の壁温特性及び除熱限界特性はBWRや曲がりのない稠密炉心と同様であることがわかった。また、燃料棒曲がりを有する試験体での除熱限界は燃料棒がない試験体に比べて約10パーセント低下することがわかった。

論文

超高燃焼水冷却増殖炉開発のための稠密バンドル内熱流動評価

呉田 昌俊; 吉田 啓之; 玉井 秀定; 大貫 晃; 秋本 肇

混相流研究の進展, 3, p.99 - 109, 2008/06

稠密バンドル内を流れる沸騰流のボイド率を実験及び解析を比較することで評価した。ロッド数が7本,14本,19本,37本,間隙が1.0$$sim$$1.3mmのバンドル試験とスペーサ効果試験の5種類のボイド率試験を0.1$$sim$$7.2MPaの圧力範囲で実施した。過度解析コードTRAC-BF1,1次元ドリフト・フラックスモデルの拡張性について調べた結果、クオリティ及びボイド率が比較的高い条件において、TRAC-BF1及びモデルは実験値とよく一致することがわかった。先進的な数値解析コードであるNASCA, ACE-3D, TPFITの稠密バンドルへの適用性を、中性子トモグラフィで計測した3次元ボイド率分布と比較し検証した。これらのコードによるボイド率計算値は実験値と定性的に同じ傾向を計算できることを確認した。蒸気及び水の分布や速度分布に関して実験データをもとに考察した。37本高圧限界出力試験において流路中央部で沸騰遷移現象が生じた原因として、流路中央部での局所液ホールドアップが低くなり、液膜が局所的に薄くなることで生じたものと推察された。

論文

Development of design technology on thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles, 2; Rod bowing effect on boiling transition under transient conditions

Liu, W.; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大貫 晃; 秋本 肇

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.240 - 249, 2008/00

37本燃料棒曲がり効果試験体を用いて、強制循環並びに自然循環水冷却増殖炉で想定される異常な過渡変化に対して、その限界出力特性に関する研究を行った。想定される流量低下と出力上昇事象に対して、初期条件(初期質量速度や初期出力)、流量低下速度や出力上昇速度,最低下時流量や最高出力をパラメータとして多くの過渡試験を行った。その結果、曲がり体系において、想定される異常な過渡変化時の限界出力は、定常時と比べて、その違いは誤差範囲内であり、準定常と見なすことができることを実験から確かめた。また、原子力機構が開発した最新版限界出力相関式を過渡解析コードTRAC-BF1に組み込み、過渡時の限界出力の予測性能を評価した。改良TRAC-BF1が過渡限界出力を保守的に評価できることを確認した。本燃料棒曲がり体系における過渡時沸騰遷移の判定は、準定常近似が可能、すなわち定常用限界出力相関式を過渡解析コードに組み込むことで保守的に評価が可能であることがわかった。

論文

Development of design technology on thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles, 3; Numerical evaluation of fluid mixing phenomena using advanced interface-tracking method

吉田 啓之; 永吉 拓至*; 高瀬 和之; 秋本 肇

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.250 - 258, 2008/00

Thermal-hydraulic design of the current boiling water reactor (BWR) is performed by correlations with empirical results of actual-size tests. However, for the Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR) core, an actual size test of an embodiment of its design is required to confirm or modify such correlations. Development of a method that enables the thermal-hydraulic design of nuclear reactors without these actual size tests is desired, because these tests take a long time and entail great cost. For this reason we developed an advanced thermal-hydraulic design method for FLWRs using innovative two-phase flow simulation technology. In this study, detailed Two-Phase Flow simulation code using advanced Interface Tracking method: TPFIT is developed to calculate the detailed information of the two-phase flow. We tried to verify the TPFIT code by comparing it with the 2-channel air-water and steam-water mixing experimental results. The predicted result agrees well the observed results and bubble dynamics through the gap and cross flow behavior could be effectively predicted by the TPFIT code, and pressure difference between fluid channels is responsible for the fluid mixing.

論文

Numerical investigation of cross flow phenomena in a tight-lattice rod bundle using advanced interface tracking method

Zhang, W.; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 大貫 晃; 秋本 肇; 堀田 亮年*; 藤村 研*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.456 - 466, 2008/00

In relation to the design of an innovative FLexible-fuel-cycle Water Reactor (FLWR), investigation of thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles of the FLWR is being carried out at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The FLWR core adopts a tight triangular lattice arrangement with about 1 mm gap clearance between adjacent fuel rods. In view of importance of accurate prediction of cross flow between subchannels in the evaluation of the boiling transition (BT) in the FLWR core, this study presents a statistical evaluation of numerical simulation results obtained by a detailed two-phase flow simulation code, TPFIT, which employs an advanced interface tracking method. In order to clarify mechanisms of cross flow in such tight lattice rod bundles, the TPFIT is applied to simulate water-steam two-phase flow in two modeled subchannels. Attention is focused on instantaneous fluctuation characteristics of cross flow. With the calculation of correlation coefficients between differential pressure and gas/liquid mixing coefficients, time scales of cross flow are evaluated, and effects of mixing section length, flow pattern and gap spacing on correlation coefficients are investigated. Differences in mechanism between gas and liquid cross flows are pointed out.

論文

Development of design technology on thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles, 5; Estimation of void fraction

呉田 昌俊; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 大貫 晃; 秋本 肇

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.271 - 282, 2008/00

超高燃焼水冷却増殖炉の熱設計技術開発には、高稠密格子燃料集合体におけるボイド率評価技術が必要である。このため本研究では、ボイド率の計測及び沸騰流の流動観察を実施した。ボイド率は、中性子ラジオグラフィ技術,急閉弁締め切り法,電気的ボイド率計を用いて計測した。データは、燃料棒間隙幅1.0mm及び1.3mmの7,14,19,37本バンドル試験で大気圧から7.2MPaの条件において取得した。実験及び解析結果との比較より、(1)数値解析コードが実験結果の傾向を良好に予測できること、及び(2)TRAC-BF1コードとドリフトフラックスモデルが低クオリティ領域においてボイド率を過大評価する傾向があることを確認した。

論文

Development of design technology on thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles, 1; Master plan and executive summary

大貫 晃; 呉田 昌俊; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 三澤 丈治; 高瀬 和之; 秋本 肇

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.229 - 239, 2008/00

R&D project to investigate thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles for Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle has been progressed at Japan Atomic Energy Agency in collaboration with power utilities, reactor vendors and universities since 2002. In this series-study, we will summarize the R&D achievements using large-scale test facility (37-rod bundle with full-height and full-pressure), model experiments and advanced numerical simulation technology. This first paper described the master plan for the development of design technology and showed an executive summary for this project up to FY2005. The thermal-hydraulic characteristics in the tight-lattice configuration were investigated and the feasibility was confirmed based on the experiments. We have developed the design technology including 3-D numerical simulation one to evaluate the effects of geometry/scale on the thermal-hydraulic behaviors.

論文

Development of design technology on thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundle, 4; Large paralleled simulation by the advanced two-fluid model code

三澤 丈治; 吉田 啓之; 秋本 肇

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.262 - 270, 2008/00

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been developing three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D, which adopts boundary fitted coordinate system to simulate complex shape channel flow such as a tight lattice rod bundle. In this paper, as a part of development of ACE-3D to apply to rod bundle analysis, introduction of parallelization to ACE-3D and assessments of ACE-3D are shown. In analysis of large-scale domain such as a rod bundle, even if a two-fluid model is used, a large number of computer resources are required; calculation memory, time, performance, etc. Then, this research was performed to enhance the calculation efficiency of the ACE-3D code and to achieve large-scale simulations by it. The parallelization algorithm was introduced into the code and the analytical method was improved. In order to evaluate validity of the improved ACE-3D code, the large-scale two-phase flow simulations were carried out under 37-rod bundle geometry and the simulated results were compared with the experimental results. Consequently, it was confirmed that the present ACE-3D code can be done large-scale simulations with high efficiency, and then, it is the same prediction accuracy as a conventional ACE-3D code.

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