ワイヤスペーサ型燃料ピンのサブチャンネル内流動場に関する試験研究; 3本ピンバンドル体系における流動場の特性

檜山 智之; 相澤 康介; 西村 正弘; 栗原 成計

JAEA-Research 2021-009, 29 Pages, 2021/11

JAEA-Research-2021-009.pdf:2.25MB

ナトリウム冷却高速炉では、実用化に向けて燃料の高燃焼度化が求められている。高燃焼度の燃料集合体はスウェリングや熱的な燃料棒の変形によって局所的に除熱能力が低下することが懸念され、燃料集合体での冷却材流動挙動を予測評価することが重要である。本研究では、現象解明および熱流動解析コード検証用のデータベース構築を目的として、3本ピンバンドル体系の試験体を用いた流動場計測試験を実施した。現象解明の着眼点は、以下の(1)ワイヤスペーサ近傍を含めたサブチャンネル内の全体流況、(2)層流領域を含むレイノルズ数と流動場の関係、(3)ワイヤスペーサの有無が流動場に与える影響評価である。試験の結果、PIV計測によりサブチャンネル内の詳細な流動場データを取得し、3本ピンに囲まれたセンターサブチャンネルにワイヤスペーサが交差する際に隣のサブチャンネルへ逃げる流れとワイヤスペーサの巻き方向に対して追従する流れが生じることが分かった。層流領域のレイノルズ数条件では流速分布の傾向が遷移領域および乱流領域と大きく異なることを確認した。ワイヤスペーサのない体系と比較すると、層流領域においてもワイヤスペーサによるミキシングが生じていることを確認した。

Investigation on velocity distribution in the subchannels of pin bundle with wrapping wire; Evaluation of Reynolds number dependence in 3-pin bundle

相澤 康介; 檜山 智之; 西村 正弘; 栗原 成計; 石田 勝二*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/ICONE2020-16679

商用化を目指すナトリウム冷却大型炉は高燃焼度炉心を採用する計画である。高燃焼度化による燃料ピンの変形により、燃料集合体内の局所的な流速低下及び伝熱性能低下が懸念される。したがって、ワイヤスペーサ型燃料ピンバンドル部の詳細な流速分布を把握することが設計上重要となる。本研究では、3ピンバンドル体系水試験において粒子画像速度測定手法を適用して、サブチャンネル内の流速場を把握した。試験条件として数は27013500の範囲で実施し、層流から乱流まで幅広い条件下での流速データを取得した。試験結果より、数が高い乱流条件と比較して数が低い層流条件においては、ワイヤから離れた位置において無次元化した最大流速が増大する傾向が示された。さらに、ワイヤを外した体系での試験も実施し、ワイヤがサブチャンネル内の流動場に与える影響を確認した。これらの結果は、ピンバンドル部の流動場把握のためだけでなく、解析コードの検証データとしても有用である。

Development of the severe accident evaluation method on second coolant leakages from the PHTS in a loop-type sodium-cooled fast reactor

山田 文昭; 今泉 悠也; 西村 正弘; 深野 義隆; 有川 晃弘*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

ループタイプ・ナトリウム冷却高速原型炉の設計基準事故(DBA)を超える除熱機能喪失の一つとして、2箇所の1次冷却材漏えいによる原子炉容器液位確保機能喪失(LORL)のシビアアクシデント(SA)評価手法を開発した。2ヶ所の1次冷却材漏えいは、DBAの出力運転中の1ヶ所の1次冷却材漏えいに伴う原子炉停止後の低温停止中に、別ループの1次冷却系配管において2ヶ所目の漏えいが発生し、過度に原子炉容器(RV)液位が低下し、LORLに至る可能性がある。本論文では、想定される漏えい部位の組合せから、厳しいRV液位となる代表事故シーケンスの選定、RVへの冷却材ナトリウムの汲み上げ、1次主冷却系のサイフォンブレークによるRV内冷却材ナトリウムの汲み出し停止の液位確保策、RV液位を過度計算するプログラム、液位計算プログラムを用いた代表事故シーケンスのRV液位挙動を示した。評価の結果、DBAを超える2ヶ所の1次冷却材漏えいに対して、2ヶ所目漏えいに対する液位確保策により崩壊熱除去運転に必要なRV液位が確保され、除熱機能喪失を防止できることを明らかにした。

Updating of adventitious fuel pin failure frequency in sodium-cooled fast reactors and probabilistic risk assessment on consequent severe accident in Monju

深野 義隆; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西村 正弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(9), p.1122 - 1132, 2015/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2014.992995

炉心局所事故(LF)はナトリウム冷却高速炉(SFR)におけるシビアアクシデントの一つの要因と考えられてきたことから、LFの拡大に関わる実験研究、決定論的、確率論的安全評価(PRA)が多くの国で実施されてきた。燃料ピンの自然破損(AFPF)は既往PRAにおいて、原子炉運転中の発生頻度の大きさと燃料要素の破損伝播(FEFP)の可能性から、LFの最も支配的な起因事象と考えられてきた。本研究では、最新知見に基づき、最新の異常時運転手順書を反映した日本のSFR原型炉(「もんじゅ」)におけるAFPFからのFEFP(FEFPA)のPRAを実施した。本PRAの起因事象であるSFRのAFPFの発生頻度は最新のAFPFの経験のレビューに基づき、複数の手法を用いてアップデートした。その結果「もんじゅ」におけるAFPFの発生頻度及び炉心損傷頻度(CDF)は、既往PRAと比較して無視し得るレベルまで大幅に低下した。したがって、「もんじゅ」におけるFEFPAのCDFは、発生頻度と結果の重大性の両面からATWSまたはPLOHS事象に包絡され得る。

Safety margins after failure of fuel cladding during protected loss-of-heat-sink accidents in a sodium-cooled fast reactor

深野 義隆; 西村 正弘; 山田 文昭

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5687 - 5698, 2015/08

ナトリウム冷却高速炉の日本の原型炉における設計基準事故では、以下の炉心損傷の判断基準が用いられている。(a)燃料が溶融しないこと、(b)燃料被覆管が破損しないよう、被覆管最高温度が830C未満であること、(c)冷却材が沸騰しないこと。一方、設計基準外事故やシビアアクシデント(SA)においては、被覆管破損は許容されるが、炉心の冷却が維持され、燃料が溶融しないことが要求される。崩壊熱除去機能喪失(PLOHS)事象はSAの最も支配的な重要事故シーケンスの一つであり、本研究では、PLOHS時に燃料被覆管の破損を仮定した場合の炉心の著しい損傷に対する安全余裕について検討した。最新知見のレビュー結果から、下記の3つが炉心の著しい損傷に至るメカニズムとして抽出された。(1)燃料ナトリウム反応生成物の形成に伴う燃料溶融、(2)隣接ピンからのジェット状のガス放出による除熱低下、(3)同ジェット状のガス放出による機械的負荷。これらのメカニズムをFUCAコードに組込み、解析評価した結果、少なくとも、冷却材温度が950Cに至るまでは、炉心の著しい損傷に至らないことを明らかにした。すなわち、PLOHS時に被覆管が破損しても、炉心の著しい損傷に至るまで大きな安全余裕があることがわかった。

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.

Cooperation on impingement wastage experiment of Mod. 9Cr-1Mo steel using SWAT-1R sodium-water reaction test facility

Beauchamp, F.*; 西村 正弘; 梅田 良太; Allou, A.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03

http://www.iaea.org/nuclearenergy/nuclearpower/Downloadable/Meetings/2013/2013-03-04-03-07-CF-NPTD/T2.5/T2.5.beauchamp.pdf

高速炉SG伝熱管の候補材である9Cr-1Moのウェステージ率測定を原子力機構のSWAT-1R試験施設を使用して実施した。この研究は、JAEA-CEAの国際協力のもと実施されたものである。SWAT-1R試験の概要とウェステージ試験を通して得られた経験や、主要な結果について議論する。

The Sodium oxidation reaction and suppression effect of sodium with suspended nanoparticles; Growth behavior of dendritic oxide during oxidation

西村 正弘; 永井 桂一; 小野島 貴光; 斉藤 淳一; 荒 邦章; 杉山 憲一郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(1), p.71 - 77, 2012/01

https://doi.org/10.1080/18811248.2011.636557

ナトリウム燃焼の初めのステージの酸化は、反応の継続性の観点から重要である。この研究では、さらなる高速炉の安全性向上のためのナトリウム反応の知見に適用するために、詳細にナトリウムの反応を理解することを目的としている。

The Dependence of equilibrium partition coefficient of cesium and iodine between sodium pool and the inert cover gas on the concentration in the pool

宮原 信哉; 西村 正弘; 中桐 俊男

Nuclear Engineering and Design, 241(12), p.4731 - 4736, 2011/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2011.03.034

液体ナトリウムプールとカバーガス間のセシウム及びヨウ素の気液平衡分配係数を測定した。得られた経験式は、キャッスルマンの理論式と一致した。また、分配係数に及ぼすセシウム濃度の影響も理論値と一致した。一方、ヨウ素濃度の影響は、カバーガスでNaIの二量体(NaI)が生成するために、理論的な検討結果と一致しなかった。

Growing mechanism of dendritic oxide during sodium combustion

西村 正弘; 上出 英樹; 杉山 憲一郎*; 大竹 志朗*

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 11 Pages, 2010/10

この研究は、FRのナトリウム燃焼に対する安全のためにナトリウムの酸化反応挙動を詳細に理解することを目的としている。これまでの研究で、樹氷状の酸化物が、反応界面へのナトリウム供給というように燃焼反応に重要な役割を果たすことがわかっている。本報では、燃焼中の樹氷状酸化物の成長挙動観察結果に基づいて樹氷状酸化物を介した液体ナトリウムの供給機構モデルを提案した。このモデルでは、化学種に着目している。ナトリウム過酸化物の形成は、樹氷状酸化物の中にナトリウムの供給ルートを与える。一方、ナトリウム一酸化物の形成は、ナトリウムの供給をブロックする。化学種は、温度や酸素濃度といった反応場におけるギブスの自由エネルギーによって熱力学的に決定される。このモデルは、観察結果から得られた酸化反応挙動を説明することができる。