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谷 明洋*; 島川 佳郎*; 久保 重信*; 藤村 研; 山野 秀将
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10
This paper describes the result of conceptual safety design and evaluation for the demonstration plant of Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) to obtain necessary information to decide the plant specification for further study. Major specifications except for output power and safety design concept are similar to those of the commercial JSFR. A set of safety evaluation for typical design basis events (DBEs) is mainly focused here, which was conducted for the 750 MWe design. Safety analyses for DBEs evaluation were performed on the basis of conservative assumptions using a one-dimensional flow network code with point kinetics. For representative DBEs, transient over power type events and loss of flow type events were analyzed. The long-term loss-of-offsite power event was also calculated to evaluate the natural circulation decay heat removal system. All analytical results met tentative safety criteria, thus it was confirmed the safety design concept of JSFR is feasible against DBEs.
二神 敏; 早船 浩樹; 藤村 研; 佐藤 充*
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9169_1 - 9169_8, 2009/05
JSFRの蒸気発生器には、安全性のみならず、製作コストと運転コスト低減が目標性能として要求される。現在実施中のFaCTプロジェクトでは、上記を実現するための一案として、75万kwe出力の直管2重管SGが開発されている。一方、直管2重管SGは伝熱流動,主要構造要素の製作性等の多くの開発要素を含むことから、目標性能を達成可能な代替概念の構築が必要である。目標性能を達成可能な代替概念の構築のため、2重伝熱管を代替する要素技術について探索した。探索にあたっての課題は、大単機出力SGにおける、水リーク事故時の破損範囲の限定化の達成である。破損範囲の限定化を達成するための要素技術として、伝熱管の耐ウェステージ性向上と早期水リーク検出について検討した。本論文では、耐ウェステージ性向上と早期水リーク検出を可能とする要素技術を検討したうえで、それらの技術を組合せて目標性能を達成可能なSG概念の提案と、提案したSG概念に対する性能評価について述べる。さらに、その実現性を検討するための研究計画について述べる。
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.
Zhang, W.; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 大貫 晃; 秋本 肇; 堀田 亮年*; 藤村 研*
第12回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.85 - 88, 2007/06
二相流詳細解析コードTPFITによるサブチャンネル間流体混合の解析結果について、サブチャンネル間の差圧,気相混合係数と液相混合係数についての相関関数を用いた統計解析を行い、サブチャンネル間流体混合現象を支配する時間スケールを評価した。また、相関関数に与える、サンプリングデータ数と時間間隔,二相流の流動様式,燃料棒ギャップ幅及び混合部の入口と出口などの影響を検討した。さらに、流体混合の局所的特性と流れに伴う全体的変動特性を評価した。主な結果は以下の通り。(1)差圧と気相,液相の混合係数の間には強い相関があり、差圧による混合がサブチャンネル間の混合の主なメカニズムである。(2)サブチャンネル間に生じた圧力差により液相が先に移動し、この移動による流量の増加を補うため気相が移動することがわかった。したがって、気相の移動には、ある程度の時間と流れ方向の距離が必要であり、また、一度の混合で移動する気相と液相の体積は、必ずしも一致しない。(3)液相の混合は、局所的かつ瞬時的に発生するが、気相の混合には時間遅れがあり、これが流れの軸方向速度により下流に伝播することで、空間遅れが生じている。この研究に基づき、流体混合のモデル化には、時間遅れあるいは空間遅れを考慮に入れる必要があると予想される。また、流体混合に与える、燃料棒ギャップ幅,混合部長さなどのパラメータの影響を評価するために、さらなる数値シミュレーションが必要である。
Zhang, W.; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 大貫 晃; 秋本 肇; 堀田 亮年*; 藤村 研*
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04
原子力機構において開発された二相流詳細解析コードTPFITによるサブチャンネル間流体混合の解析結果について、二相流の変動特性に着目し、サブチャンネル間の差圧,気相混合係数と液相混合係数についての相関関数を用いた統計解析を行い、サブチャンネル間流体混合現象を支配する時間スケールを評価した。また、相関関数に与える、サンプリングデータ数と時間間隔,二相流の流動様式,燃料棒ギャップ幅及び混合部の入口と出口などの影響を検討した。さらに、流体混合の局所的特性と流れに伴う全体的変動特性を評価した。
千年 宏昌*; 堀田 亮年*; 大貫 晃; 藤村 研*
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/07
革新的水冷却炉の熱設計に使用するサブチャンネル解析コードNASCAの物理モデル(液滴発生モデル及び横流れモデル)を原子力機構で行った試験結果を活用して改良した。
17年度(フェーズ2)報告書(共同研究)木内 清; 井岡 郁夫; 田邉 誠*; 南条 吉保*; 小河 浩晃; 石島 暖大; 塚谷 一郎; 落合 孝正; 木崎 實; 加藤 佳明; et al.
JAEA-Research 2006-023, 173 Pages, 2006/03
JAEA-Research-2006-023.pdf:20.51MB
本報告は、将来の核燃料サイクル技術として、BWRでのMOX燃料の有効利用,経済性向上と廃棄物の低減を同時に達成するための100GWd/t級の超高燃焼度BWR用の高性能燃料被覆管材質の研究フェーズ2として、平成1317年度の5年間に実施した共同研究の成果である。本研究のフェーズ2では、フェーズ1で選定した超高純度UHPとSAR加工熱処理の仕様を持つ25Cr-35Ni-0.2Ti系改良ステンレス鋼製の被覆管と、Nb-Mo系合金製の耐PCIライナを用いた燃料要素の実用製造技術として、被覆管の製管工程,ライナの動的拡散接合技術及び端栓のレーザ溶接法等を開発した。それらの実環境適用性の基礎評価では、加速器TIARAや研究炉JRR-3を利用した照射試験等を行い、現行BWR炉心用の低炭素ステンレス鋼の重要課題である応力腐食割れに対する抵抗性を含む耐照射性を確認するとともに、長期耐久性にかかわるクリープや疲労の特性データを取得した。併せて、候補材の100GWd/t級の燃料被覆管としての成立性に関して、燃料安全性の観点からBWR燃料ふるまいコードを用いた数値解析を行い、燃料設計や基礎工学試験に必要な基盤データベースを整備した。
大貫 晃; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 柴田 光彦; 秋本 肇; 千年 宏昌*; 堀田 亮年*; 藤村 研*
no journal, ,
高稠密格子炉心の熱設計/安全解析ではサブチャンネル解析コードが使われるが、BWRで検証されてきた既存コードの高稠密体系への適用性に関する研究は少ない。本研究ではボイド率やバンドル内横方向の気液二相流流量配分といった稠密炉心に対する適用性を評価するうえでキーとなる流動特性を新たに取得した蒸気・水二相流実験データにより調べるとともに、サブチャンネル解析コードNASCAの適用性を評価した。本報告では全体計画と最高2.5MPaまでの範囲で行った蒸気・水二相流実験の内容を述べる。シリーズ発表第二報では区間平均ボイド率の特性を評価する。第三報では流量配分に対するNASCAの適用性を評価する。
井岡 郁夫; 石島 暖大; 木内 清; 木崎 實; 加藤 佳明; 藤村 研*; 小幡 宏幸*
no journal, ,
高純度オーステナイト系ステンレス鋼開発材の照射による環境割れに対する抵抗性と延性変化について調べた。試験片には、高純度25Cr-35Ni-0.2Ti鋼被覆管(UHP),18Cr-8Ni鋼被覆管(SUS304)を用いた。照射量は1.8dpa(1.5
10
n/m
)、照射温度は約290
Cであった。照射による延性低下度を把握するため、高温引張試験を実施した。照射により、UHP管、SUS304管の引張強さは増加し、破断伸びは低下したが、SUS304既存照射データの範囲内であった。また、環境割れ抵抗性を評価するため、SSRT試験を実施した。本試験の照射量では、SUS304管は環境割れ感受性が確認されたが、UHP管は環境割れ感受性を示さないことが確認できた。
千年 宏昌*; 堀田 亮年*; 大貫 晃; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 柴田 光彦; 秋本 肇; 藤村 研*
no journal, ,
ロッドバンドル内の熱流動特性を評価する際、バンドル内の気液流量配分を把握することは重要である。サブチャンネル解析ではバンドル幾何形状の違いによる気液二相流の流量配分を相間摩擦やボイドドリフト等の物理モデルに基づき予測することができるが、稠密格子体系に対してはほとんど検証されていない。そこで本研究ではサブチャンネル解析コード(NASCA)を用いて気液二相流流量配分試験の予測性能を評価し、NASCAコードの稠密格子体系への適用性を検討した。その結果、試験部入口の径方向クォリティ分布が強い場合に課題はあるものの全体として20%程度の精度で出口クォリティ分布を予測できることがわかった。
玉井 秀定; 大貫 晃; 柴田 光彦; 秋本 肇; 千年 宏昌*; 堀田 亮年*; 藤村 研*
no journal, ,
本研究シリーズでは、BWRで検証されてきたサブチャンネル解析コードの高稠密格子体系への適用性を調べるため、区間平均ボイド率やバンドル内横方向気液二相流量配分などの流動特性を蒸気・水二相流実験(最高圧力2.5MPa)で取得するとともに、サブチャンネル解析コードNASCAの適用性を評価している。本報告では、非発熱ロッドからなる稠密19本バンドルにおいて急速仕切弁を用いて取得した区間平均ボイド率をドリフトフラックスモデルや過渡解析コードTRAC-BF1などで評価し、既存のボイド率予測手法の稠密格子体系への適用性を検討した。その結果、稠密炉心においては流路形状の影響が強く、比較的低いボイド率においても環状流に近い流動特性を有しているものと考えられる。
吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 大貫 晃; 秋本 肇; 堀田 亮年*; 藤村 研*
no journal, ,
高稠密炉心の熱設計にサブチャンネル解析コードを適用する場合、コードに含まれる相関式の適用性について検討する必要がある。本研究では、BWR体系に対して開発された流体混合を表す相関式の、高稠密炉心に対する適用性の検討の一環として、稠密炉心内の流体混合現象を改良界面追跡法による二相流詳細解析コードTPFITにより解析し、稠密炉心内の流体混合現象を詳細数値解析により評価できることを確認するとともに、流体混合量に及ぼす燃料棒間ギャップ幅の影響について検討を行った。
石島 暖大; 井岡 郁夫; 木内 清; 宇佐美 浩二; 加藤 佳明; 藤村 研*
no journal, ,
超高燃焼度燃料被覆管への適用を検討するため高純度オーステナイトステンレス鋼候補材料に対し日本原子力研究開発機構のJRR-3で照射(照射量:1.8dpa,照射温度:約290C)し、IASCC感受性と延性低下をリング引張試験により評価した結果、高純度オーステナイトステンレス鋼はIASCC感受性を示さず、著しい延性低下はなかった。
相澤 康介; 藤村 研; 平田 慎吾; 笠原 直人
no journal, ,
ナトリウム冷却大型炉に適合するセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器(FFDL)を開発するため、実規模のセレクタバルブを用いた耐久試験装置の設計・製作を実施した。製作したセレクタバルブの寸法検査を行い、製作性を確認した。セレクタバルブ方式FFDLの検出性能に大きく影響するサンプルポートの分割面のシール性能を確認した結果、目標値を満足することを確認した。セレクタバルブ摺動部が円滑に動作し、目標とする位置制御特性が得られることを確認した。今後本装置を用いてナトリウム中耐久試験を実施し、セレクタバルブ摺動部の耐久性を評価する予定である。
