ナトリウム冷却タンク型高速炉の炉心崩壊熱除去評価手法に関する研究

江連 俊樹; 小林 順; 松野 圭子*; 田中 正暁

第30回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2026/06

ナトリウム冷却タンク型高速炉実証炉の設計において、概念設計段階で取り組むべき研究課題の一つとして、自然循環時を含む炉心崩壊熱除去評価手法の整備が進められている。実証炉では、安全性強化のために多様化させた崩壊熱除去システムの一つとして2次系共用型炉心冷却系(IRACS)の採用が検討されている。本報では、IRACSを用いた崩壊熱除去運転時におけるホットプレナム部の温度成層化に着目し、実証炉との相似則を考慮して実施したPLANDTL-2試験結果を報告する。

Stability threshold for stratification-induced flowrate oscillations in PLANDTL-2 sodium natural circulation experiment

Renaudie de Vaux, S.*; Li, S.*; Marrel, A.*; 江連 俊樹; 田中 正暁

Nuclear Engineering and Design, 444, p.114382_1 - 114381_15, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114382

本研究では、PLANDTL-2において実施した8ケースのナトリウム中自然循環過渡試験結果について報告する。試験パラメータは、一次系の初期条件、二次系停止時の熱慣性および崩壊熱除去システム(DHRS)の運転モードである。試験の結果、DHRSによる急速冷却時にプレナム内の温度成層化の発達に伴う一次系冷却材の逆流がみられることを明らかにするとともに、崩壊熱除去システムの起動から温度成層化の発達までの遅延時間を推定する新たな手法を提案した。さらに、今回明らかになった不安定性を回避するための今後の研究指針を提示した。

タンク型ナトリウム冷却高速炉の一次冷却系統内非凝縮性ガス移行挙動評価手法の整備; コールドプレナム領域自由液面部からの気泡離脱挙動の予備評価

松下 健太郎; 江連 俊樹; 藤崎 竜也*; 中峯 由彰*; 今井 康友*; 田中 正暁

日本機械学会2025年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2025/09

ナトリウム冷却高速炉の設計において、カバーガスの巻込みや溶解によって一次冷却系統内に混入した非凝縮性ガスの挙動の評価が重要となる。本研究では、分散相モデルを適用した三次元CFD解析によって、タンク型炉コールドプレナム領域内における気泡の移行の軌跡を評価した。コールドプレナム内に流入する気泡の半径をパラメータとした感度解析の結果、自由液面部からの気泡離脱率は、気泡の半径が増大するにつれて増加し、気泡半径が大きくなると漸近的に増加する傾向を示すことがわかった。

Specifications for benchmark analyses of transient thermal-hydraulics in reactor vessel and primary heat transport system during decay heat removal operation

小林 順; 田中 正暁; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

JAEA-Data/Code 2025-009, 74 Pages, 2025/08

JAEA-Data-Code-2025-009.pdf:4.7MB

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から、多様な崩壊熱除去システムの設置が重要となっている。崩壊熱除去システムとして、原子炉容器内に冷却器を設置するDRACS、1次熱輸送系内に冷却器を設置するPRACS、2次熱輸送系内に熱交換器を設置するIRACS、蒸気発生器を用いた除熱、そして原子炉容器の外側から冷却するRVACSが挙げられる。原子炉容器内の上部プレナム部に浸漬させた直接炉内冷却器(D-DHX)を用いたDRACSは、炉心入口流量の確保が要件とはならず、原子炉容器内で冷却過程が完結する利点があるが、炉心部ではD-DHXからの低温ナトリウムが炉心部の集合体間の隙間に潜り込む流れ(IWF)が生じ、炉心-プレナム相互作用と呼ばれる複雑な熱流動現象を考慮することが必要となる。一方、炉心入口流量が確保されるPRACSあるいはIRACSでは、炉心部での複雑な熱流動現象を考慮する必要はないが、プラントの運転条件との関係が重要となる。そこで、崩壊熱除去システムと炉心部、さらにはプラント運転条件との相互作用を考慮したプラント挙動を適切に再現及び予測できる解析手法の構築を目的として、2つの試験条件を対象としてベンチマーク解析を実施することとした。これらの試験は、日本原子力研究開発機構が所有するナトリウム試験装置(PLANDTLDHX)にて、炉心部での集合体間径方向熱移行やIWFを含む炉内自然対流が重要となるDRACS方式と、1次熱輸送系の自然循環流量の確保による熱輸送が重要となるPRACS方式を採用して、定常運転時からのスクラムを模擬したシステム過渡試験である。本報は、ベンチマーク解析の実施にあたり、モデル化に必要となるPLANDTL-DHXの試験体の形状情報(1次熱輸送系のみ)と、計測結果に基づいて、中間熱交換器(IHX)と崩壊熱除去系の各2次熱輸送系入口における流量及び温度変化を解析時の境界条件として記載したものである。

Development of gas entrainment evaluation model based on distribution of pressure along vortex center line; Application to a gas entrainment experiment with traveling vortices in an open water channel flow?

松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁; 今井 康友*; 藤崎 竜也*; 堺 公明*

Nuclear Engineering and Design, 432, p.113785_1 - 113785_16, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113785

ナトリウム冷却高速炉の安全設計の観点から、液面渦によるアルゴンカバーガスのガス巻込み現象(GE)を評価する手法の確立が必要となる。本研究では、GEを評価するインハウスツールである「StreamViewer」の評価モデルの高度化として、吸込み部から液面部にかけて連続する渦中心点を接続することで渦中心線を抽出し、渦中心線に沿った減圧量分布と水頭圧とのつり合いに基づいて渦のガスコア長さを評価する「PVLモデル」について提案した。PVLモデルの適用性確認として、矩形開水路体系における垂直平板による非定常後流渦試験の三次元数値解析結果に本モデルを適用し、その結果、PVLモデルを用いたStreamViewerによるGE評価によって、非定常渦流れの試験における入口流速とガスコア長さの関係を再現できることが確認された。

移流渦を伴うガス巻込み水流動試験解析へのAMR法の適用

松下 健太郎; 江連 俊樹; 藤崎 竜也*; 今井 康友*; 田中 正暁

日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09

ナトリウム冷却高速炉の炉上部プレナム部設計に向けて、自由表面渦によるガス巻込み現象の評価手法が開発されている。この評価手法では、評価対象領域における三次元流動解析から得られた流速場に渦モデルを適用することによって渦のくぼみを予測する。本研究では、解析メッシュを自動的に作成することを目的に、移流渦を伴う矩形流路におけるガス巻込み水試験を対象にAdaptive Mesh Refinement(AMR)法の適用を検討した。AMR法を適用する初期メッシュのサイズをパラメーターとして変更して、AMR法を適用して得られた解析メッシュを用いて過渡解析を実施した。その後、リファレンスとなる一様詳細メッシュでの過渡解析結果と、渦形成に関連する物理量と計算にかかる負荷について比較した。その結果、メッシュ数の変化がAMR法による詳細化の終了判定の指標にできる見通しが得られ、AMR法の適用によって過渡解析にかかる計算負荷を低減可能であることが確認された。

ナトリウム冷却高速炉の自由液面からのガス巻込み評価手法に関する実験,1; PIVによる実験体系内の速度分布の評価

小林 駿輔*; 遠藤 和紀*; Jasmine, H.*; 堺 公明*; 松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁

第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09

https://doi.org/10.1299/jsmepes.2023.27.B121

ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器内では、ナトリウム冷却材を覆う不活性ガスであるカバーガスから主冷却系へのガス巻込み(GE)が想定され、気泡が炉心を通過する際に反応度のじょう乱が生じることが懸念される。従来、GE予測には静的渦伸長理論に基づく評価手法が用いられてきた。しかし、この方法では、広い液面における非定常移動渦によるGEの発生が過大評価されることが知られており、非定常移動渦の現象を理解するために、基礎的な水体系の実験により実験データが蓄積されてきた。本研究では、非定常移動渦から成長するガスコアが観測される実験系において、粒子画像流速測定法(PIV)によりGEが発生する条件下での速度分布を測定した。

ナトリウム冷却高速炉ホットプレナム簡略化体系を対象とするガス巻込み評価手法の妥当性確認

江連 俊樹; 秋元 雄太; 松下 健太郎; 田中 正暁

第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09

ナトリウム冷却高速炉(高速炉)のホットプレナムでは、自由表面部のくぼみ渦に起因するカバーガス巻込み(ガス巻込み)の抑制が重要な熱流動課題の一つとなっている。このため、ガス巻込み評価手法および評価ツール(StreamViewer)の整備を進めている。本研究では、タンク型高速炉ホットプレナム部のガス巻込み評価へのStreamViewer適用に向け、渦中心線に沿う減圧量の3次元分布と水頭圧との比較によるくぼみ深さの評価モデルについて、簡略化したホットプレナム体系での水試験結果を対象に妥当性を確認した。

Transient behavior of multi-dimensional core cooling by D-DHX in sodium-cooled fast reactors

江連 俊樹; 秋元 雄太; 小野島 貴光; 栗原 成計; 田中 正暁

Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.3652 - 3662, 2023/08

浸漬直接熱交換器による炉心崩壊熱除去中の熱流動挙動を把握するため、ナトリウム試験装置PLANDTL-2を用いた試験研究を実施した。PLANDTL-2の模擬炉心は55体の六角流路管で構成され、複数列の燃料集合体を有する炉心領域の冷却挙動を炉心径方向の熱流動挙動を含めて把握することが可能である。本研究では、浸漬直接熱交換器を用いた炉心崩壊熱除去について、炉心スクラム後を対象とする試験を実施し、模擬炉心領域を含む系統全体の温度の時間変化を計測した。その結果、模擬炉心領域において過度に歪んだ径方向温度分布が生じないことを確認した。

Study on uncertainty evaluation methodology for decay heat removal experiment in sodium experimental facility

秋元 雄太; 江連 俊樹; 小野島 貴光; 栗原 成計

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

日本原子力研究開発機構においては、崩壊熱除去時の原子炉容器内の熱流体挙動を評価するための数値解析手法が開発されている。これらの評価手法の妥当性確認においては、数値解法やシミュレーションの入力パラメータの不確かさに加えて、実験データの不確かさを定量的に評価することが重要となる。このような観点から、日本原子力研究開発機構では自然循環による崩壊熱除去時のナトリウム試験を対象とした実験データベースと不確かさ評価手法の整備を進めている。本研究では、ナトリウム試験における熱電対の相対校正時の不確かさ評価手法が提案され、PLANDTL-2で実施された崩壊熱除去試験の実験データに適用された。その結果、実験データの不確かさを評価することに成功し、本手法のナトリウム試験における温度計測への適用性が確認された。