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。

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。

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。

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。

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。

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Li(,n)BとB(,n)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Liビームを用いてLi(d,p),(d,t),(d,),(d,n),(p,)の天体核反応率の測定を行っている。Li(d,t),(d,)については既に固体CD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Li(d,p),(d,t),(d,)の励起関数についての報告と(,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。

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(550C)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650C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。

Li(d,t),(d,p),(d,)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。Liを経由する反応の径路を明らかにするため、Li(d,p), (d,t), (d,)の反応断面積の測定をTRIACで行った。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10K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Li(d,t)反応の解析結果、及びLi(d,t),(d,)の解析について報告する。

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。

Thermal-structural coupled analysis for estimating RPV damage in FDNPS Unit 2

山下 拓哉; 下村 健太; 榮 和朗*; 橋本 昭彦*; 永江 勇二

no journal, , 

The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment, is difficult and limited. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, a comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). This study aims to provide information that will aid the decommissioning of FDNPS. Therefore, we performed a thermal-structural coupled analysis to estimate the RPV damage of the FDNPS Unit 2. The results of the accident progression analysis and internal investigation were taken into account in conducting the analysis. The RPV failure locations estimated from the analysis were comprehensively evaluated and reflected in the three-dimensional estimation diagram.