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田中 正暁; 三宅 康洋*; 江連 俊樹; 浜瀬 枝里菜
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
浸漬型直接冷却器(D-DHX)を用いた崩壊熱除去時に生じる炉心プレナム相互作用時の炉心熱流動を評価できる設計検討用の数値流体力学コードを用いた数値解析モデルの開発を行っている。ナトリウム試験装置PLANDTL-2での試験結果を用いた妥当性確認での妥当性を判断するため、AVM法及びその修正方法を用い、解析と実験結果との差を定量的に計測することを試み、これら手法の適用性を確認することができた。
浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化のため、浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)による自然循環崩壊熱除去システムの開発を進めている。D-DHXを稼働した場合、炉心と炉上部プレナム間の相互作用が生じるため、炉心部を含む炉容器全体を一括して取り扱う炉容器内多次元熱流動評価手法(RV-CFD)の構築が必要となる。これまで、集合体のモデル化に着目し、サブチャンネル解析の考え方を参考としたサブチャンネルCFDモデルを開発してきた。本研究では、実規模解析に向けて、解析精度を確保しながら、更なる計算負荷低減のため、サブチャンネルを複数個合わせた疎メッシュサブチャンネルCFDモデル(CMSC)を開発し、RV-CFDの炉心部に適用した。PLANDTL-1試験解析の結果、自然循環時における径方向熱移行を精度よく評価できることを確認した。
浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
Mechanical Engineering Journal (Internet), 9(4), p.21-00438_1 - 21-00438_15, 2022/08
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化のため、自然循環崩壊熱除去システムにおいて浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)の採用が検討されている。D-DHX稼働時には炉心-プレナム相互作用が生じ、炉容器内熱流動挙動は複雑化するため、プレナム内温度成層化や炉心部の熱流動現象が再現可能な炉容器内多次元熱流動解析評価手法(RV-CFD)の構築が必要となる。本研究では、RV-CFDを設計検討に用いる観点から、低計算負荷の集合体モデルをRV-CFDモデルの炉心部に採用し、ナトリウム試験装置PLANDTL-1を対象に試験解析を実施した。その結果、集合体内温度分布の傾向が再現され、本モデルの炉心-プレナム相互作用に対する適用性を確認した。
相澤 康介; 辻 光世; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*; 中根 茂*; 石田 勝二*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するため、シビアアクシデント時を含む炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握するために1/10縮尺水試験を実施した。本試験装置は、浸漬型DHX,貫通型DHX及びRVACSの3種類の冷却機器を有しており、かつ炉内各所に溶融燃料を模擬した電気ヒータを設置している。これより、本試験装置では、様々な条件下での炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握することができる。本研究では、浸漬型DHX, RVACS運転時の炉容器内自然循環特性を温度計測試験及びPIV計測より検討した。さらに、温度変動がPIV計測に与える影響を定量的に評価した。
浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 今井 康友*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 10 Pages, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化のため、自然循環崩壊熱除去システムにおいて浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)の採用が検討されている。D-DHXを稼働した場合、炉心と炉上部プレナム間の相互作用が生じるため、炉容器全体を一括して取り扱う炉容器内多次元熱流動解析評価手法(RV-CFDモデル)の構築が必要となる。本研究では、計算負荷低減のため、集合体のモデル化に着目し、既存のサブチャンネル解析手法を参考にした解析手法をRV-CFDモデルの炉心部に採用した。本モデルの適用性を確認するため、ナトリウム試験装置PLANDTL-1を対象に試験解析を実施した。その結果、D-DHXからの低温ナトリウムが炉心部に潜り込む際の炉容器内流況をとらえるとともに、集合体内温度分布の傾向を再現でき、本モデルの適用性を確認した。
辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08
ナトリウム冷却高速炉(SRF)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用の最適化が重要である。SFRの炉容器を模擬した1/10縮尺水試験装置を用いて、原子炉容器内の自然循環現象を把握する水試験を実施している。本報では粒子画像流速計測法(PIV)によって計測した炉容器内の自然循環流動場について報告する。炉心燃料の20%が下部プレナムのコアキャッチャ上に一様に堆積した場合に、浸漬型熱交換器を運転する条件で試験を実施した。PIV計測の結果、下部プレナム及び上部プレナムの中心付近で上昇流を確認した。また、上部プレナムでは炉壁近傍、下部プレナムでは炉心最外層から下降流が発生することを確認した。さらに温度場と速度場の関連性を検討することで、炉容器内の自然循環現象を把握した。これらの結果より、浸漬型DHX運転時に自然循環冷却パスが確立していることを確認した。
小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00546_1 - 19-00546_11, 2020/06
ナトリウム冷却式高速炉において、作動時にポンプ等の電源を必要としない受動的な完全自然循環方式の崩壊熱除去系の採用が有力な手法として検討されている。この崩壊熱除去系が通常運転時のみならず事故時において作動した際の炉内および炉心部の熱流動挙動を把握し、冷却性を評価する必要がある。本論文では、そのような複雑な熱流動現象が起こる場合において、炉心内および浸漬型冷却器(DHX)の解析モデルを適切に設定するためにナトリウム試験装置PLANDTL-2を対象に数値シミュレーションを行った。解析結果より、PLANDTL-2における注目すべき熱流動現象について抽出し、モデルの妥当性などを検討した。
辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*
Proceedings of 14th International Symposium on Advanced Science and Technology in Experimental Mechanics (14th ISEM'19) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2019/11
ナトリウム冷却高速炉の炉容器内の自然循環流動場を模擬した縮尺水試験装置を用いて粒子画像流速計測(PIV)を実施している。自然循環流動場の温度変動は屈折率の変化を引き起こし、粒子画像に歪みを生じさせる。このため温度変動はPIV計測の不確かさに影響する。本研究では自然循環流動場でのPIV計測に対する温度変動の影響を評価する。
小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05
ポンプなどの動力に頼らない自然循環方式崩壊熱除去システムは、ナトリウム冷却高速炉の安全性向上に効果的であると認識されている。本論文では、浸漬型冷却器(DHX)やラッパー管のギャップも含めた炉心内の熱流動挙動を評価できる数値解析手法を確立するために、DHXと炉上部プレナムを模したPLANDTL-2におけるナトリウム試験の予備解析を行い、解析モデルの妥当性について述べた。
田中 正暁; 小野 綾子; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹; 三宅 康洋*
日本機械学会関東支部茨城講演会2018講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2018/08
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から極めて有効な方策である自然循環崩壊熱除去時において、事故時を含むあらゆる条件下で原子炉容器内の熱流動場を予測できる解析評価手法の構築が重要となっている。そこで、浸漬型炉内直接冷却器を有する炉上部プレナム部と炉心部からなるナトリウム試験装置(PLANDTL-2)を対象に、試験解析に向けた準備として、適切な冷却器モデルの構築に着目して予備解析を実施した結果について報告する。
小野 綾子; 栗原 成計; 田中 正暁; 大島 宏之; 上出 英樹; 三宅 康洋*; 伊藤 真美*; 中根 茂*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
ナトリウム冷却高速炉で想定されている複数種の崩壊熱除去システムの運用時における炉容器内の熱流動挙動を再現する水流動試験装置を製作した。製作した試験装置は、相似則検討および基礎試験結果により高速炉の縮尺模擬試験に適用することが示された。さらに、ループ型炉およびプール型炉で導入が検討されている浸漬型DHX運用時の炉内流動の可視化試験結果とFLUENTにより実験を数値シミュレーションした結果を示す。
小野 綾子; 小野島 貴光; 堂田 哲広; 三宅 康洋*; 上出 英樹
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.2183 - 2192, 2016/04
ナトリウム高速冷却炉において崩壊熱を除去するいくつかの補助冷却系が検討されている。そのうちの二つがPRACSとDRACSである。本研究では、炉心溶融を引き起こすようなシビアアクシデントを仮定した状況下においてPRACSとDRACSの適用性を確かめるために、模擬炉心やPRACS, DRACSが備え付けられているプラント過渡応答試験装置を用いてナトリウム試験を実施した。炉心溶融は集合体の入口をバルブで閉止することで模擬した。実験結果は、部分破損および全体破損をした炉心においても長期的に安定した冷却がPRACSやDRACSにより可能であることを示した。
田中 正暁; 三宅 康洋*
日本機械学会M&M2015材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), 3 Pages, 2015/11
非定常異温度流体混合場と構造材中の非定常熱伝導場を同時に計算する流体-構造熱連成解析(MUGTHESコード)と熱応力解析(FINASコード)による連携解析を実現するためにインターフェースプログラム(MUFIN)を整備した。T字合流配管部を模擬した流体-構造熱連成水流動実験を対象に、MUFINを介したMUGTHESとFINASとの一連の連携解析機能確認を目的とした検証解析を実施し、その適用性を確認した。
田中 正暁; 三宅 康洋*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 2(5), p.15-00134_1 - 15-00134_20, 2015/10
本報は、流動-構造熱連成解析コード(MUGTHES)の検証を目的として、サーマルストライピング現象の典型問題としてT字合流部での異温度流体混合に対する水流動試験を対象に熱流動解析(流体部の解析のみ)を実施するとともに、MUGTHESによる数値解析結果を基に、T字合流部での温度変動発生メカニズムに対する大スケール渦運動との相互作用に関して調べたものである。MUGTHESによる熱流動解析では、標準スマゴリンスキーモデルによるラージエディシミュレーション法を採用した。解析コードの検証過程では、GCI(格子収束性)評価を実施し、最小二乗法に基づくGCI評価手法の適用性が高いことを示した。また、解析結果から、構造評価に対して影響の大きい主要な温度変動発生メカニズムは、枝噴流前縁から後流領域の境界に沿って主配管表面近傍で形成されるネックレス状渦、枝噴流背後で形成される馬蹄状渦、さらに枝噴流背後のカルマン渦との相互作用によることを明かにした。
田中 正暁; 三宅 康洋*; 唐木田 泰久*
Proceedings of 2nd International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014), p.79 - 80, 2014/11
流体-構造熱連成解析と構造中の熱応力解析との連携解析手法を整備するため、独立した両解析コード間のデータのやりとり、プリ・ポスト処理機能を備えたインターフェースプログラムを整備した。T字合流部のサーマルストライピング現象に適用して、現象把握と連携解析機能の有効性について確認した。
田中 正暁; 三宅 康洋*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 13 Pages, 2014/07
本報では、流動-構造熱連成解析コード(MUGTHES)の検証を目的として、サーマルストライピング現象の典型問題としてT字合流部での異温度流体混合に対する水流動試験を対象に熱流動解析(流体部の解析のみ)を実施するとともに、MUGTHESによる数値解析結果を基に、T字合流部での温度変動発生メカニズムに対する大スケール渦運動との相互作用に関して調べたものである。MUGTHESによる熱流動解析では、標準スマゴリンスキーモデルによるラージエディシミュレーション法を採用した。解析コードの検証過程では、GCI(格子収束性)評価を実施し、最小二乗法に基づくGCI評価手法の適用性が高いことを示した。また、解析結果から、構造評価に対して影響の大きい主要な温度変動発生メカニズムは、枝噴流前縁から後流領域の境界に沿って主配管表面近傍で形成されるネックレス状渦、枝噴流背後で形成される馬蹄状渦、さらに枝噴流背後のカルマン渦との相互作用によることを明かにした。
江連 俊樹; 三宅 康洋*; 飛田 昭; 木村 暢之; 上出 英樹
JAEA-Research 2012-005, 56 Pages, 2012/05
JAEA-Research-2012-005.pdf:10.06MB
高速増殖炉による核燃料サイクルの実用化を目指して、炉容器をコンパクト化することで経済性を高めたナトリウム冷却高速炉であるJSFRの設計研究が行われている(FBRサイクル実用化研究開発)。JSFRでは、冷却系2ループ化によって冷却系配管内の平均流速が増加するため、ホットレグ配管入口部において強い旋回渦が発生する可能性がある。その結果として、渦中心での圧力低下に伴う液中渦キャビテーションの発生が懸念されており、液中渦キャビテーションの発生状況の評価が構造健全性の観点から必要である。本研究では、液中渦キャビテーションの発生評価に関連して、ナトリウムと水の物性の違いが液中渦キャビテーションの発生に与える影響について検討するための基礎的な水試験を行った。基礎的な円筒体系において、水の温度を10
Cから80Cに変化させることで水の粘性係数を変化させ、液中渦キャビテーションの発生状況を定量的に評価した。その結果、10Cから30C程度の比較的粘性係数が大きい条件では粘性依存性が確認されたものの、50Cから80C程度の比較的粘性係数が小さい条件では粘性の影響が少ないことを確認した。
田中 正暁; 村上 諭*; 三宅 康洋*; 大島 宏之
Proceedings of ASME-JSME-KSME Joint Fluids Engineering Conference 2011 (AJK 2011-FED) (CD-ROM), 12 Pages, 2011/07
構造中の高サイクル熱疲労現象に関係する流体混合現象を評価するために、ラージエディシミュレーション(LES)法を採用した数値解析コードMUGHTESを開発している。解析コード開発の位置付け及び解析コードの検証方法について説明するとともに、解析コード検証の一環として原子力機構で実施したT字管体系での水流動試験の数値解析結果について述べる。流速及び流体温度について計測結果との比較により解析結果の妥当性を示し、流体混合現象に対するLES法を用いたMUGTHESコードの適用性を示した。さらに、流体混合の過程で生じる大規模渦構造の形成と温度変動発生メカニズムとの関係について知見を得た。
木村 暢之; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹; 三宅 康洋*
JAEA-Research 2009-026, 160 Pages, 2009/10
JAEA-Research-2009-026.pdf:15.97MB
ナトリウム炉の炉容器をコンパクト化するため、コラム型の切込みつき炉心上部機構(UIS)を採用した。原子炉スクラム時には、炉上部プレナムの下層に低温のナトリウムが偏在する温度成層化現象が発生する。上述のUIS構造では、UISの内部を炉心からの冷却材が通過するとともに、UIS切込みにより非対称で局所的に速い流れが生じることから、本構造が温度成層化現象に与える影響を評価しておく必要がある。そこで、1/10縮尺炉容器上部プレナム試験装置を用いて、UIS切込みの影響評価を行うとともに、原子炉スクラム後の炉心出口流量,温度、及び構造形状をパラメータとした試験を実施し、温度成層化現象への影響を評価した。Ri数を実機と同程度とした基本条件において、UIS切込みを通過する流れが成層界面に衝突し、界面下部を剥ぎ取るため、成層界面を通る鉛直方向温度勾配が他の領域に比べ急峻になることがわかった。また、スクラム後の炉心出口流速、スクラム前後の温度差が成層界面高さや厚さ、及び上昇速度に与える影響を明らかにした。また、炉内構造物の形状をパラメータとした試験により、成層界面の温度変動を低減させる方策を検討した。
木村 暢之; 長澤 一嘉*; 三宅 康洋*; 小川 博志; 上出 英樹
JNC TN9400 2005-037, 82 Pages, 2005/08
JNC-TN9400-2005-037.pdf:6.54MB
近年の原子カプラントにおいて、温度の異なる流体が混合し、その際に発生する温度変動が構造材に伝わることにより、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)を原因とする冷却材漏洩事象が散見され、高速炉も例外ではない。その評価手法を確立することは重要な課題となっている。サーマルストライピング現象を評価する上で、流体中の温度変動特性、流体中から構造材への伝達特性、構造材中の温度変動の伝播特性を考慮し、温度変動の減衰を取り込むことで、安全性を確保した合理的な設計が可能となる。本研究では、非定常熱伝達特性に対する構造材の熱物性の影響を評価するために、構造材材質をパラメークとした平行三噴流体系水試験を実施した。流体温度は移動式の熱電対ツリーによって計測し、構造材中の温度は熱電対を埋め込んだ仕切板を噴流の流れ方向に設置することによって計測した。仕切板の材質を、アクリル、SUS316、銅とした試験を実施した。その結果、流体中の温度変動強度は、壁面から離れた位置では構造材の影響は見られないが、壁面近傍位置では、アクリルに比べ、SUS316、銅の金属材の場合に温度変動強度が小さくなる傾向を示し、構造材との熱の授受の影響を受けていることがわかった。また、構造材表面(0.125mm内部)の温度変動強度は、アクリルが最も大きく、SUS316、銅の順に小さくなり、構造材材質の熱拡散率が大きいほど温度変動が小さくなることがわかった。各構造材材質について、流体と構造の温度変動の伝達関数から熱伝達率を求めた。熱伝達率は、銅が最も大きく、アクリルが最も小さくなっており、熱拡散率が大きい構造材ほど熱伝達率が大きくなることがわかった。また、ヌッセルト数とレイノルズ数の関係、および既存相関式の比較結果より、各構造材とも、ヌッセルト数のレイノルズ数依存性は、既存式とほぼ同等であった。
