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藤村 幸治*; 糸岡 聡*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
A core concept of minor actinides (MAs)transmutation with improved safety was developed. Coresafety was improved by reducing sodium void reactivitywith sodium plenum and optimized configuration ofaxially heterogeneous core. "The effective void reactivity"by assuming the axial coolant sodium density changedistribution for ULOF (unprotected loss of flow) accidentwas introduced. MA content in the core fuel wasincreased up to 11 wt% for the condition that negativeeffective void reactivity was attained. Therefore, the largeMA transmutation amount which is almost two times tothe conventional Japanese fast reactor was obtained. Wealso conducted thermal hydraulics and fuel integrityevaluation of the core concept and it was confirmed thattheir results meet to the Japanese fast reactor designconditions. Finally we evaluated the transient behavior ofthe core concept and it was confirmed that this core hassluggish response during ULOF accident due to thenegative coolant reactivity effect of the upper sodiumplenum.
藤井 正; 近澤 佳隆; 此村 守; 上出 英樹; 木村 暢之; 中山 王克; 大島 宏之; 成田 均*; 藤又 和博*; 糸岡 聡*
JAEA-Research 2006-017, 113 Pages, 2006/03
JAEA-Research-2006-017.pdf:14.98MB
実用化戦略調査研究で概念設計を進めているナトリウム冷却大型炉では、従来設計よりも高流速条件となる炉上部プレナム内の流動特性を把握するため、縮尺水流動試験が実施されている。本報告では、汎用熱流体解析プログラムを用いて水試験体系を対象とした流動解析を実施し、実機体系でのプレナム内流況と気泡を伴う水中渦の評価に対する適用性を検討した。(1)1/10縮尺プレナム試験を対象に、フルード数一致条件での定常解析を実施した。解析では、炉心上部機構内部から炉容器壁に向かう噴出し流れや、切込み部からの上昇噴流等の上部プレナムでの特徴的なフローパターンを再現できる見通しを得た。また、実機体系での全体流況が水試験体系と定性的に一致することを確認するとともに、解析における数値解法や境界条件等の設定がフローパターンに及ぼす影響が明らかとなった。(2)伸長渦理論に基づく渦予測評価手法を用いて、1/10縮尺試験のディッププレート下方領域における渦の分布を評価した。実機流速一致条件の場合には、水試験と同様、コールドレグ配管壁からホットレグ配管に吸込まれる2本の渦を、気泡を伴う水中渦として同定した。この結果より、上部プレナム内で定常的に発生する液中渦を渦予測評価手法により同定できることを確認した。
糸岡 聡*; 藤又 和博*
JNC TJ9440 2003-001, 286 Pages, 2003/03
JNC-TJ9440-2003-001.pdf:9.23MB
高速炉の蒸気発生器における伝熱管破損事故に起因するナトリウム-水反応現象評価の高度化の一環として、高温ラプチャ型破損評価手法の更なる整備が進められ、限界熱流速とPost-CHF伝熱相関式に関する軽水炉研究の調査に基いて伝熱管内の冷却条件(管内熱伝達相関)の整理が実施された。 本作業では上述の管内冷却条件の整理を反映することを主目的として、次に示すLEAPコード用ブローダウンコードの改良を実施した。また、改良したLEAP-BLOWコードに対して機能確認のための適用計算を実施し、改良コードの妥当性を確認した。 ・限界熱流束(CHF)判定式(甲藤の式及びTongの式)の追加 ・Post-CHF伝熱相関式(Condie-Bengston IVの式及びGroeneveld 5.9の式)の追加 ・水・蒸気の物性値及び臨界流量計算モデルの圧力上限を水の臨界圧力まで拡張 ・考慮できる配管数及び総セクションの拡張と入力書式の変更 ・任意箇所の圧力を、PID制御による調節弁の弁開度により制御できる機能の追加
糸岡 聡*; 澤田 周作*; 橋口 禎郎*; 藤又 和博*; 堂元 昇*
JNC TJ9400 2001-011, 159 Pages, 2001/03
JNC-TJ9400-2001-011.pdf:5.21MB
受動的安全機能の採用によってFBRにおける安全系の信頼度を向上するために、自己作動型炉停止機構(SASS)を具備する平成11年度サイクル機構設計の大型均質炉心を対象として、流量減少型スクラム失敗事象(ULOF)における冷却材最高温度に対する不確実因子の感度を安全解析コード(SAS4A)を用いて解析し、SASSへの要求条件を整理した。その結果、SASSの切り離し温度への要求は、誤落下防止の観点から638
以上、さらに、ULOF時における冷却材沸騰防止(冷却材最高温度960以下)の観点から666以下となった。また、不確実因子の不確定巾の検討結果と感度解析結果を基に感度係数を定量化したところ、最大感度係数を有する不確実因子はSASS隣接集合体出口温度であり、その感度係数は-20.5/
(1=6.7)であった。以上の結果を基に、仮に、SASSの切り離し温度をノミナル値として666に設計した場合でも、SASS切り離しの非同時性を適切に考慮するとともに、本炉心における現実的な冷却材沸騰温度(1018)を炉心損傷の判断基準として適用するならば、SASSはULOFに対して最大感度を持つSASS隣接集合体出口温度換算で約3.4の安全裕度を有するといえる。
糸岡 聡*; 斎藤 義則*; 岡部 綾夫*; 藤又 和博*; 村田 秀一*
JNC TJ9440 2000-010, 132 Pages, 2000/03
JNC-TJ9440-2000-010.pdf:14.85MB
次期高速炉蒸気発生器(SG)伝熱管の合理的設計基準水リーク率(DBI)の設定にあたって、高温ラプチャ評価に重要なナトリウム側温度分布を適切に評価できる手法の開発が必要である。本件においては、ナトリウム-水反応ジェットコード(LEAP-JETVer.1.30)を対象として、さらなる高精度化等を目的とした計算コードの高度化及び妥当性確認を目的とした注水実験体系での適用解析を行った。計算コードの高度化においては、計算メッシュサイズへの依存の少ない化学反応モデルを構築するために、化学反応モデルで参照する気液界面面積濃度を内部計算するモデルを導入した。機能確認のための試計算は、SWAT-3・Run-19試験体系・条件で実施した。改良コード(Ver.1.40)を用いた解析結果により、反応ジェット現象の定性的傾向に対する妥当性と解析結果に及ぼすモデルの影響が確認された。注水実験体系での適用解析では、新SWAT-1試験(SWAT-1R)体系及び新SWAT-3試験(SWAT-3R)体系におけるLEAP-BLOW及びLEAP-JETによる注水挙動及び反応ジェット挙動について解析を実施した。LEAP-BLOWによる適用解析では、各種パラメータ計算を実施し、目標とする水リーク率を得るための注水ノズル口径等に対する条件を明らかにした。また、LEAP-JETによる適用解析では、注水実験条件での反応ジェット温度挙動が把握された。
糸岡 聡*; 斎藤 義則*; 岡部 綾夫*; 藤又 和博*
JNC TJ9440 99-024, 142 Pages, 1999/03
高速炉の蒸気発生器の設計基準水リークの妥当性を確認するためにナトリウム-水反応(高温ラプチャ)現象を現実的に評価する必要がある。高温ラプチャは、伝熱管内の水蒸気条件、伝熱管外のナトリウム-水反応温度、伝熱管壁の高温強度と密接に関わる現象であることから、ブローダウン時の伝熱管内の水/蒸気条件を高精度で評価することが重要となる。「もんじゅ」安全総点検対応作業として、「もんじゅ」用コードBLOOPH及び汎用ブローダウンコードRELAP5/Mod.2を用いてブローダウン解析を実施した。本作業では、LEAP用のブローダウン解析コードに「もんじゅ」ブローダウン解析の知見を反映し、ナトリウム側、特にダウンカマ部に着目した計算コードの改良を実施し、LEAP-BLOW(Ver.1.20)を開発した。また、改良したLEAP-BLOWコードを用い、以下に示す「もんじゅ」ブローダウン特性を解析し、既存のRELAP5/Mod.2コード及びBLOOPHコードによる解析結果との比較により、解析コード間の解析結果に有意な差異がないことを確認し、LEAP-BLOWコードの解析結果の妥当性を確認した。1.定格出力からの水ブロー解析(1チャンネル/2チャンネルモデル)2.定格出力からの水ブロー解析(改造設備体系)3.部分出力からの水ブロー解析(40%出力時/起動時)
斎藤 義則*; 糸岡 聡*; 岡部 綾夫*; 藤又 和博*; 桜井 智生*
JNC TJ9440 99-023, 218 Pages, 1999/03
次期高速炉蒸気発生器(SG)伝熱管の合理的設計基準水リーク率(DBL)の設定にあたって、高温ラプチャ評価に重要なナトリウム側温度分布を適切に評価できる手法の開発が必要である。本件においては、ナトリウム-水反応ジェットコード(LEAP-JET Ver.1.20)を対象として、実規模SGへの適用性向上を目的とした計算コードの改良、及び機能確認のための試計算を実施した。コードの改良点は、(1)反応ジェットと構造物(伝熱管群)との熱伝達・冷却効果や解析セル間熱伝達率の評価モデルの導入と、(2)気液二相間熱伝達やポーラスメディアのモデル高度化の2つに関するものである。機能確認のための試計算は、SWAT-3・Run-19試験と実規模SG体系の2つの体系・条件で実施した。改良コード(Ver.1.30)を用いた解析結果により、反応ジェット現象の定性的傾向に対する妥当性と解析結果に与えるモデルの影響が確認された。さらにブローダウン解析コード(LEAP-BLOW)との統合化方法を検討した結果、LEAP-JETはLEAP-BLOWのモデルの一部とみなして統合化することが適切と判断された。また、境界条件設定の改良やLEAP-BLOWの解析結果を反映するためのインターフェイスプログラムを作成することにより、内部冷却水による伝熱管の冷却効果を簡易的に考慮できるようにした。なお、ナトリウム-水反応ジェットコードLEAP-JET(Ver.1.30)は、開発途上のコードであり、今後実施が予定されている新SWAT-1及び新SWAT-3装置を用いた試験データ等による検証とモデルの高度化を図って行く必要がある。
斎藤 義則*; 糸岡 聡*; 桜井 智生*; 床井 博見*; 岡部 綾夫*; 藤又 和博*
PNC TJ9124 98-002, 180 Pages, 1998/03
次期高速炉蒸気発生器(SG)伝熱管の合理的設計基準水リーク率(DBL)の設定にあたって、高温ラプチャ評価に重要なナトリウム側温度分布を適切に評価できる手法の開発が必要である。本作業においては、これまでに開発された上記計算コードを対象として、計算速度の向上を目的とした計算コードの改良及び機能確認のための試計算を実施した。高速化対策は、(1)時間積分方法の改良と、(2)化学反応モデル(物性値計算)の簡略化に関するコード改良である。計算速度(負荷)や計算結果への影響について、計算コードの改良前後における解析結果を比較評価した。試計算条件は、高速増殖炉「もんじゅ」(以下「もんじゅ」という)の蒸発器体系のケース1(100%出力条件、通常運転時のSG圧力、ナトリウム流動無し)の条件である。改良コードにおける解析結果により、ボイド率や温度分布等の反応ジェット現象の定性的傾向についての妥当性が確認された。改良コードでは、計算高速化のオプション選択が可能である。陰解法や物性値計算の簡略化のオプションを選択した場合、本コードでは従来コードよりも高速に解析できることが確認された。
高橋 和雄*; 緑川 義男*; 糸岡 聡*; 床井 博見*; 十亀 求*; 嵐田 源二*
PNC TJ9124 98-003, 195 Pages, 1998/01
ナトリウム液滴の滴下中の燃焼挙動を把握するとともに、解析コードへ検証用データを提供することを目的として、ナトリウム液滴の燃焼実験を実施した。本研究の主要な成果は以下の通りである。(1)実験装置の設計及び製作直径3.5+-1.0mm、温度500+-10の液滴を安定して生成し、不活性ガス雰囲気及び大気雰囲気中で滴下できる実験装置を設計・製作した。(2)不活性ガス雰囲気実験によるナトリウム液滴径の測定生成した液滴を燃焼させないように不活性ガス雰囲気中で50滴滴下する試験を4回実施した。回収した個々の液滴のナトリウム重量測定値から算出した生成時の平均液滴径は約3.8mmであった。(3)大気雰囲気実験によるナトリウム液滴の燃焼量及び落下速度の測定大気雰囲気で液滴を50滴滴下する試験を6回実施した。回収した全液滴のナトリウム重量測定値と、上記(2)で評価した滴下ナトリウム総重量との差から算出した滴下中のナトリウム燃焼量は、約3.4mgであった。滴下途中の液滴の高速度写真の撮影結果から算出した約2.4m落下後の液滴速度は、燃焼液滴及び燃焼していない液滴とも5.5+-0.1m/sであった。
斎藤 義則*; 糸岡 聡*; 床井 博見*; 岡部 綾夫*
PNC TJ9124 98-001, 315 Pages, 1998/01
次期高速炉蒸気発生器(SG)伝熱管の合理的設計基準水リーク率(DBL)の設定にあたって、高温ラプチャ評価に重要なナトリウム側温度分布を適切に評価できる手法の開発が必要である。本作業においては、これまでに開発された反応基本コードを対象として、計算モデルの改良・整備、SWAT-3実験データによる検証解析、及び実機SG体系における適用性評価を実施した。検証解析では、SWAT-3試験のRun-19とRun-17の2ケースに対して解析した。反応ジェット現象の定性的傾向について、解析結果は妥当であった。また、本解析結果と試験結果を比較して、反応速度定数の最適値を推定した。適用性評価では、高速増殖炉「もんじゅ」(以下「もんじゅ」という)の蒸発器体系における出力条件等をパラメータとした5ケースに対して解析した。反応ジェット現象に対する、出力条件・ナトリウム圧力・ナトリウム流動の影響が、解析により確認された。また、実機伝熱管破損時の反応ジェット挙動を詳細に予測することが、初めて可能となった。反応基本コードの計算高速化対策を検討した。開発の容易さと計算負荷の軽減のため、SIMPLE法に基づく完全陰解法の導入が適切と判断された。
斎藤 義則*; 糸岡 聡*; 池崎 利弘*; 床井 博晃*; 岡部 綾夫*
PNC TJ9124 97-007, 189 Pages, 1997/03
次期大型炉蒸気発生器(SG)伝熱管の合理的設計基準水リーク率(DBL)の選定にあたって、高温ラプチャによる破損伝播の可能性を定量的に評価する必要がある。高温ラプチャを含む破損伝播挙動を適切に評価するためには、a)ブローダウン解析モデル、b)高温ラプチャモデル(構造/破壊力学的モデル)、c)反応領域温度分布解析のためのナトリウム-水反応ジェットモデルの開発が不可欠である。本報では、これら全体開発計画の中の、ナトリウム-水反応ジェット解析のための基本となる解析コードを開発した。解析に必要となる化学反応モデルと二相流(二流体)モデルを構築し、さらにこれらのモデルをカップリングさせた反応ジェット解析用の基本コードを開発して、各モデルの妥当性を試計算により確認した。開発コードは、ナトリウム-水反応を伴う二相流噴流の流動解析評価への適用が可能であるとの見通しを得た。
糸岡 聡*; 岡部 綾夫*; 藤又 和博*; 市毛 晴夫*
PNC TJ9124 97-006, 295 Pages, 1997/03
次期大型炉蒸気発生器(SG)伝熱管の合理的設計基準水リーク率(DBL)の選定にあたって、高温ラプチャによる破損伝播の可能性を定量的に評価する必要がある。このためには、SGのブローダウン挙動を適切に評価することが重要となる。また、高温ラプチャの評価にあたっては伝熱管内の水蒸気による冷却効果を適切に評価することが必要であり、水蒸気側の伝熱相関式等の伝熱に関するモデルを適切に選定することが重要である。そこで、軽水炉のLOCA解析で使用されている伝熱相関式の調査を行い、適用可能と考えられる計算モデルを解析コードへ組み込み、解析モデルの高度化を図った。加えて、50MWtSGのブローダウン試験結果を用いて解析コードの検証を行うとともに、最適なモデルの組み合わせを選定した。また、入出力機能の簡易化等の改良を行い、LEAP-BLOWコードの高度化を行った。