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論文

Validation of the hybrid turbulence model in detailed thermal-hydraulic analysis code SPIRAL for fuel assembly using sodium experiments data of 37-pin bundles

吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 大島 宏之

Nuclear Technology, 210(5), p.814 - 835, 2024/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉安全性強化研究では、燃料ピンの構造健全性を評価するために各種運転条件下におけるワイヤスペーサ型燃料集合体内熱流動特性の解明が重要である。そこで有限要素法による集合体詳細熱流動解析コードSPIRALが開発されている。本研究では、SPIRALにおける壁近傍低Re数効果を考慮したハイブリッド型乱流モデルの妥当性を確認するために、層流-乱流遷移条件及び乱流条件を含む異なるRe数条件下の37本ピンバンドルナトリウム実験の再現解析を実施した。SPIRALによる予測された温度分布はナトリウム実験で測定され温度と一致した。以上によって、SPIRALにおけるハイブリッド型乱流モデルの広範囲Re数条件下ナトリウム冷却集合体熱流動評価への適用性を確認した。

論文

Subchannel analysis of thermal-hydraulics in a fuel assembly with inner duct structure of a sodium-cooled fast reactor

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大島 宏之

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(2), p.021001_1 - 021001_12, 2019/04

原子力機構では、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計検討における炉心損傷事故に対する安全対策の一つとしてFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用が検討されている。本研究では、サブチャンネル解析コード(ASFRE)を用いFAIDUS内の熱流動特性について調べた。FAIDUSの解析を実施する前に、模擬燃料集合体試験を対象として解析を行いASFREの妥当性を確認した。大型炉の内部ダクトのない典型的な燃料集合体と内部ダクトを有するFAIDUSを対象に高流量および低流量条件下での熱流動解析を実施し、FAIDUS内の温度分布について、内部ダクトのない燃料集合体と同様に顕著な非対称性が生じないことを示した。

論文

ナトリウム冷却高速炉の内部ダクトを有する燃料集合体内熱流動解析

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之

日本機械学会関東支部茨城講演会2017講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2017/08

ナトリウム冷却高速炉システムの安全性強化に係る概念構築の一環として、シビアアクシデント時に炉心が溶融する遷移過程において早期に溶融燃料を炉心部から排出し、炉心部での再臨界を排除するため、燃料集合体内に内部ダクトを有する燃料集合体(FAIDUS)の採用を検討している。この内部ダクトの存在により冷却材の偏流や温度分布の非対称性が生じることが懸念されることから、原子力機構で開発してきた高速炉燃料集合体内熱流動解析コードSPIRALを用い、FAIDUS内の熱流動特性を詳細に確認することとした。先進型ナトリウム冷却大型高速炉の定格条件(暫定条件)を境界条件とするFAIDUSの熱流動解析を実施した結果、従来の正六角管型集合体の熱流動特性と同様な傾向を示し、特異な温度分布を示さないことを確認した。

論文

Thermal-hydraulic analysis of fuel assembly with inner duct structure of an advanced loop-type sodium-cooled fast reactor using ASFRE code

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大島 宏之

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 12 Pages, 2017/07

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計検討において、高速炉の安全性向上のための方策の一つとしてFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用が検討されている。FAIDUSの設計実現性を確認するため、種々の運転条件下における熱流動評価が必要であり、本研究では、模擬燃料集合体を用いた試験を対象とした数値解析を通じ燃料集合体へのASFREコードの適用性を確認した後、内部ダクトのない燃料集合体とFAIDUSの熱流動解析を実施した。得られた結果からFAIDUS内に非対称な温度分布が生じず、FAIDUSの温度分布特性は内部ダクトのない燃料集合体と同様であることがわかった。特に、低流量条件において、浮力による局所的な流れの促進が流量再配分をもたらし、その影響により平坦な温度分布が形成されるとの知見を得た。

論文

Development of sodium-water coupled thermal-hydraulics simulation code for sodium-heated straight tube steam generator of fast reactors

吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之; 今井 康友*

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

高速炉直管型蒸気発生器の熱流動設計や安全性評価への適用を目的として、ナトリウム側-水側連成解析コードTSGの開発を進めている。CFDコードによるポーラスモデルを用いて伝熱管群における3次元熱流動解析を行うナトリウム側解析モジュールを整備し、マルチチャンネルモデルで伝熱管内二相流解析を行う水側解析モジュールを開発した。各モデルの再現性及び連成解析機能についての総合機能確認の一環として、実機SGと同じナトリウム加熱による2重管SG小型モデル試験を対象に検証解析を行った。複数の静特性試験ケースを対象に、試験で計測されたナトリウム側温度分布及び水側出口蒸気温度についてナトリウム側-水側連成解析による解析結果と比較した結果の妥当性を確認した。

論文

Direct measurement of nanoscale lithium diffusion in solid battery materials using radioactive tracer of $$^{8}$$Li

石山 博恒*; Jeong, S.-C.*; 渡辺 裕*; 平山 賀一*; 今井 伸明*; Jung, H. S.*; 宮武 宇也*; 小柳津 充広*; 長 明彦; 乙川 義憲; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 376, p.379 - 381, 2016/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:59.95(Instruments & Instrumentation)

We have developed an in situ and nanoscale Li diffusion measurement method in Li battery materials using an $$alpha$$-emitting radioactive $$^{8}$$Li tracer. In this method, while implanting a low-energy (8 keV) $$^{8}$$Li beam, the $$alpha$$ particles emitted at a small angle (10$$^{circ}$$) relative to the sample surface were detected as a function of time. Measurement for Li diffusion coefficients in a spinel phase LiMn$$_4$$O$$_4$$ (LMO) thin film has been started, which is used as an electrode in a Li ion secondary battery. An obvious Li diffusion effect in LMO was observed at the sample temperature of 623 K, and the further measurement is underway.

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

高速炉模擬燃料集合体内ワイヤピン周りの詳細流動解析

菊地 紀宏; 大島 宏之; 今井 康友*; 檜山 智之; 西村 正弘; 田中 正暁

日本機械学会関東支部茨城講演会2015講演論文集, p.179 - 180, 2015/08

ナトリウム冷却型高速炉の経済性向上策の一つとして燃料の高燃焼度化が挙げられるが、その実現にはスエリング等による燃料ピン変形状態および変形時の燃料集合体内の熱流動現象を詳細に評価する必要がある。原子力機構では、燃料集合体熱流動詳細解析コードSPIRALを整備し、種々の検証解析を実施し、コード適用性を確認してきた。本報では、燃料ピン周りの詳細な速度分布が得られている3本ピン水試験を対象に試験解析を実施し、集合体内の速度場を精度よく再現できることを確認した。これにより、燃料集合体内ギャップ部における流れ場に対し、SPIRALに組み込まれたHybrid型乱流モデルが高い適用性を持つことを示した。

報告書

直管型蒸気発生器3次元熱流動解析コードTSG; 水側解析モジュールのユーザーズマニュアル

吉川 龍志; 大島 宏之; 田中 正暁; 今井 康友*

JAEA-Data/Code 2014-034, 84 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-034.pdf:2.35MB

高速炉直管型2重伝熱管蒸気発生器の熱流動解析コードTSG(Three-dimensional Thermal-hydraulics Analysis Code for Steam Generators)を開発している。TSGコードは、直管型SGナトリウム側3次元解析と水側マルチチャンネル解析を連成したSG熱流動解析システムである。ナトリウム側は汎用CFDコードFluentによるポーラスボディ解析モデルを採用して3次元流れ場を解析する。水側の自作モジュールはドリフトフラックスモデルを採用して全チャンネルの二相流動を解析する。伝熱管を介した熱交換を通信することでナトリウム側と水側をカップリングしSG熱流動性能を評価する。本報告書は、TSGの水側モジュールの使用説明書として、同モジュールで扱われる計算モデル,インプット,アウトプットについて取りまとめたものである。

論文

Nanoscale diffusion tracing by radioactive $$^{8}$$Li tracer

石山 博恒*; Jeong, S.-C.*; 渡辺 裕*; 平山 賀一*; 今井 伸明*; 宮武 宇也*; 小柳津 充広*; 片山 一郎*; 長 明彦; 乙川 義憲; et al.

Japanese Journal of Applied Physics, 53(11), p.110303_1 - 110303_4, 2014/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:18.07(Physics, Applied)

We have developed a nanoscale diffusion measurement method using an $$alpha$$-emitting radioactive $$^{8}$$Li tracer. In this method, while implanting a pulsed 8 keV $$^{8}$$Li beam, the $$alpha$$ particles emitted at a small angle (10$$^{circ}$$) relative to the sample surface were detected as a function of time. The method has been successfully applied to measuring lithium diffusion coefficients for an amorphous Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$-Li$$_{3}$$VO$$_{4}$$ (LVSO) thin film with a thickness of several hundred nanometers, demonstrating that the present method is sensitive to diffusion coefficients down on the order of 10$$^{-12}$$cm$$^{2}$$/s, which is more sensitive by about two orders of magnitude than that previously achieved.

論文

Study on flow in the subchannels of pin bundle with wrapping wire

西村 正弘; 檜山 智之; 上出 英樹; 大島 宏之; 長澤 一嘉*; 今井 康友*

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 7 Pages, 2014/11

The detailed flow velocity distribution in the edge subchannel has been obtained by PIV measurement using a wire-wrapped 3-pin bundle water model. These flow field data like flow velocity distribution and fluctuation intensity near the wrapping wire are available for code validation.

論文

Investigation on velocity distribution around the wrapping wire in an inner subchannel of fuel pin bundle

西村 正弘; 佐藤 博之; 上出 英樹; 大島 宏之; 長澤 一嘉*; 今井 康友*

Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 10 Pages, 2012/07

ナトリウム冷却型高速炉で採用されているワイヤスペーサ型燃料ピンバンドル中の冷却材流動を把握するとともに、詳細熱流動解析コードの検証のため、3本ピンと変形ダクトから構成される2倍スケールの水試験用模擬試験体を使用してPIVによりサブチャンネル内の流速分布を計測した結果と、開発中のFEMコードSPIRALによる計算結果について報告する。

論文

Study on turbulent modeling in gas entrainment evaluation method

伊藤 啓; 大島 宏之; 中峯 由彰*; 今井 康友*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.151 - 164, 2012/06

ナトリウム冷却高速炉におけるガス巻込み現象を評価するため、CFDに基づく評価手法の整備を進めている。本研究では、ガス巻込み現象の評価精度向上のため、乱流渦粘性モデルの構築と検証を行う。乱流渦粘性モデルを導入した評価手法によって、従来の手法よりも短いガスコア長さが得られ、試験結果との整合性が向上することを示す。

論文

Tilted-foil technique for producing a spin-polarized radioactive isotope beam

平山 賀一*; 三原 基嗣*; 渡辺 裕*; Jeong, S. C.*; 宮武 宇也*; 百田 佐多夫*; 橋本 尚志*; 今井 伸明*; 松多 健策*; 石山 博恒*; et al.

European Physical Journal A, 48(5), p.54_1 - 54_10, 2012/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.77(Physics, Nuclear)

The tilted-foil method for producing spin-polarized radioactive isotope beams has been studied for the application to nuclear physics and materials science, using the radioactive nucleus $$^8$$Li produced at the Tokai Radioactive Ion Accelerator Complex (TRIAC). We successfully produced polarization in a $$^8$$Li beam using 15 thin polystyrene foils fabricated especially for this purpose. A systematic study of the nuclear polarization as a function of the number of foils, beam energy, tilt angles and foil material has been performed, confirming the features of the tilted-foil technique experimentally. The contributions made to the nuclear polarization of $$^8$$Li nuclei by the atomic states was investigated.

論文

GEM-MSTPC; An Active-target type detector in low-pressure He/CO$$_{2}$$ mixed gas

石山 博恒*; 山口 香菜子*; 溝井 浩*; 渡辺 裕*; Das, S. K.*; 橋本 尚志*; 宮武 宇也*; 平山 賀一*; 今井 伸明*; 小柳津 充広*; et al.

Journal of Instrumentation (Internet), 7(3), p.C03036_1 - C03036_14, 2012/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:37.52(Instruments & Instrumentation)

不安定核ビームを用いた低エネルギー反応の研究に向けて、低圧力のHe/CO$$_{2}$$混合ガスで動作するガス検出器の開発を行った。高入射率に対応するため、400-$$mu$$m厚のgas electron multiplier(THGEM)を比例計数管として使用することし、最大毎秒10$$^{5}$$個の$$^{12}$$Cビームを用いてテストを行った。テスト結果からTHGEMを用いたガス検出器が高入射率に対応できることを確認した。

論文

Low-background prebunching system for heavy-ion beams at the Tokai radioactive ion accelerator complex

岡田 雅之*; 仁木 和昭*; 平山 賀一*; 今井 伸明*; 石山 博恒*; Jeong, S. C.*; 片山 一郎*; 宮武 宇也*; 小柳津 充広*; 渡辺 裕*; et al.

Physical Review Special Topics; Accelerators and Beams, 15(3), p.030101_1 - 030101_10, 2012/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:33.35(Physics, Nuclear)

A novel beam-bunching technique has been implemented at a heavy-ion linear accelerator facility by installing a compact two-gap prebuncher and a multi-layer beam chopper. A pulsed beam of 2 to 4 MHz, having kinetic energy up to 1.1 MeV/u, is realized by bunching 2 keV/u continuous beams just upstream of the linac. Around 40% of the continuous beam particles are successively gathered in a single micro-bunch with a time width of around 15 ns in units of full-width at one-tenth maximum. The number of background beam particles over 250 ns just before the bunched beam is well suppressed to less than 10$$^{-4}$$ of the number of bunched particles. This technique has been adopted to generate intense $$alpha$$-particle beams for nuclear astrophysics experiments.

論文

Study on turbulent modeling in gas entrainment evaluation method

伊藤 啓; 大島 宏之; 今井 康友*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/10

ナトリウム冷却大型高速炉の設計研究において、自由液面渦によって誘起されるガス巻込み現象を抑制することが重要である。しかし、ガス巻込み現象の非線形性や局所性のため、ガス巻込み発生を正確に予測するのは簡単ではない。このため、著者らは、非線形性や局所性を考慮できる数値解析に基づく評価手法の構築を進めている。本研究では、ガス巻込み現象の評価精度向上のため、乱流渦モデルを開発し、基礎実験におけるガスコア長さを評価対象として検証を行う。改良したガス巻込み評価手法によって求められたガスコア長さは、従来の評価結果よりも短いものとなり、実験結果に近づいた。

報告書

ガス巻込み評価手法の高度化に関する研究

伊藤 啓; 大島 宏之; Xu, Y.*; 今井 康友*

JAEA-Research 2010-063, 58 Pages, 2011/03

JAEA-Research-2010-063.pdf:2.09MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、FBRサイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)においてナトリウム冷却高速炉の設計研究を進めている。実用炉の設計概念においては、経済性向上のために出力に比してコンパクトな炉容器を指向しているため、炉容器内の流速が相対的に速くなり、自由液面におけるカバーガス巻込みの発生が懸念されている。ガス巻込みによって気泡が1次冷却系統内に混入すると、炉心出力の擾乱,IHXにおける除熱性能劣化など高速炉の安定運転に影響を及ぼす可能性があるため、ガス巻込みの抑制は設計成立上重要である。そこで、JAEAでは、数値解析を利用したナトリウム冷却炉におけるガス巻込み発生評価手法の構築を進めている。本研究では、作動流体物性値によるガスコア長さの過大評価を抑制するため、表面張力の効果を考慮した表面張力モデル及び乱流粘性の効果を考慮した乱流粘性モデルを開発し、水及びナトリウムにおけるガス巻込み試験を対象としてモデルの検証を行った。

論文

Proton resonance elastic scattering in inverse kinematics on the medium heavy nucleus $$^{68}$$Zn

今井 伸明*; 平山 賀一*; 石山 博恒*; Jeong, S.-C.*; 宮武 宇也*; 渡辺 裕*; 牧井 宏之; 光岡 真一; 長江 大輔*; 西中 一朗; et al.

European Physical Journal A, 46(2), p.157 - 160, 2010/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.78(Physics, Nuclear)

An isobaric analog resonance of $$^{69}$$Zn was studied by the resonance elastic scattering of $$p(^{68}Zn,p)$$ with a 5.5-MeV/nucleon $$^{68}$$Zn beam and a thick polyethylene target. The excitation function of the differential cross section of proton elastic scattering was measured around 0 degrees in the laboratory frame by the thick target inverse kinematics method. The angular momentum, and proton and total widths of the resonance assigned using an $$R$$-matrix calculation are in good agreement with earlier measurements performed using normal kinematics, demonstrating that the thick target inverse kinematics method is a useful tool for studying the single particle structures of neutron-rich nuclei.

論文

Numerical simulation of flow field in wire-wrapped fuel pin bundle of sodium cooled fast reactor using "SPIRAL"

大島 宏之; 今井 康友*

Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.480 - 487, 2006/11

有限要素法コードSPIRALを用いて、高速炉のワイヤースペーサ型燃料集合体体系における流れ場の数値シミュレーションを実施した。このシミュレーションではメッシュ分割の解に与える影響や、3つの高レイノルズ数型乱流モデル,修正k-eモデル,RNG k-eモデル,代数応力モデルの予測特性を明らかにした。また、コード検証の一環として、19本ピンバンドル解析を実施し実験データとの比較により、その妥当性を確認した。

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