Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.73 - 80, 2020/10
有限要素法による流体解析コードSPIRALについて、乱流モデルとして層流から乱流領域まで伝熱流動特性を良好に再現できるHybrid型k-eモデルを採用した場合の低流量条件下における大型燃料集合体ナトリウム試験(GR91試験)の再現解析を実施し、高速炉燃料集合体への妥当性を確認した。解析の結果、流速に関して発熱上端付近において浮力の影響によって集合体中心領域が高流速となる結果が得られ、温度に関して試験計測温度との比較では解析は試験の傾向を良好に再現することを示した。以上によって、SPIRALコードの低流量条件下における集合体熱流動評価への適用性を確認した。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大島 宏之
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(2), p.021001_1 - 021001_12, 2019/04
原子力機構では、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計検討における炉心損傷事故に対する安全対策の一つとしてFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用が検討されている。本研究では、サブチャンネル解析コード(ASFRE)を用いFAIDUS内の熱流動特性について調べた。FAIDUSの解析を実施する前に、模擬燃料集合体試験を対象として解析を行いASFREの妥当性を確認した。大型炉の内部ダクトのない典型的な燃料集合体と内部ダクトを有するFAIDUSを対象に高流量および低流量条件下での熱流動解析を実施し、FAIDUS内の温度分布について、内部ダクトのない燃料集合体と同様に顕著な非対称性が生じないことを示した。
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。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
日本機械学会関東支部茨城講演会2017講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2017/08
ナトリウム冷却高速炉システムの安全性強化に係る概念構築の一環として、シビアアクシデント時に炉心が溶融する遷移過程において早期に溶融燃料を炉心部から排出し、炉心部での再臨界を排除するため、燃料集合体内に内部ダクトを有する燃料集合体(FAIDUS)の採用を検討している。この内部ダクトの存在により冷却材の偏流や温度分布の非対称性が生じることが懸念されることから、原子力機構で開発してきた高速炉燃料集合体内熱流動解析コードSPIRALを用い、FAIDUS内の熱流動特性を詳細に確認することとした。先進型ナトリウム冷却大型高速炉の定格条件(暫定条件)を境界条件とするFAIDUSの熱流動解析を実施した結果、従来の正六角管型集合体の熱流動特性と同様な傾向を示し、特異な温度分布を示さないことを確認した。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大島 宏之
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 12 Pages, 2017/07
先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計検討において、高速炉の安全性向上のための方策の一つとしてFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用が検討されている。FAIDUSの設計実現性を確認するため、種々の運転条件下における熱流動評価が必要であり、本研究では、模擬燃料集合体を用いた試験を対象とした数値解析を通じ燃料集合体へのASFREコードの適用性を確認した後、内部ダクトのない燃料集合体とFAIDUSの熱流動解析を実施した。得られた結果からFAIDUS内に非対称な温度分布が生じず、FAIDUSの温度分布特性は内部ダクトのない燃料集合体と同様であることがわかった。特に、低流量条件において、浮力による局所的な流れの促進が流量再配分をもたらし、その影響により平坦な温度分布が形成されるとの知見を得た。
菊地 紀宏; 大島 宏之; 田中 正暁; 橋本 昭彦*
第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06
高速炉燃料集合体の熱流力設計や安全性評価への適用を目的として、サブチャンネル解析コードASFREを整備し、複数の試験解析を通して燃料集合体内熱流動評価への適用性を確認してきたが、試験結果と比べやや急峻な温度分布となる傾向があった。本研究では、燃料集合体内温度分布の予測精度向上を目的として、流量配分に影響を及ぼす局所的な流動抵抗をより適切に評価するため、サブチャンネル解析の各コントロールボリュームにおいて冷却材が燃料ピンやワイヤスペーサから受ける局所的な流動抵抗を計算する分布抵抗モデル(DRM: Distributed Resistance Model)の精緻化を試みた。具体的には、DRMに組み込まれる燃料ピン配置等の幾何形状を考慮するモデルパラメータを修正した。改良されたDRMの適用性を確認するため、37本ピンバンドル体系ナトリウム試験を対象とした解析を実施し、その適用性を確認した。
菊地 紀宏; 大島 宏之; 今井 康友*; 檜山 智之; 西村 正弘; 田中 正暁
日本機械学会関東支部茨城講演会2015講演論文集, p.179 - 180, 2015/08
ナトリウム冷却型高速炉の経済性向上策の一つとして燃料の高燃焼度化が挙げられるが、その実現にはスエリング等による燃料ピン変形状態および変形時の燃料集合体内の熱流動現象を詳細に評価する必要がある。原子力機構では、燃料集合体熱流動詳細解析コードSPIRALを整備し、種々の検証解析を実施し、コード適用性を確認してきた。本報では、燃料ピン周りの詳細な速度分布が得られている3本ピン水試験を対象に試験解析を実施し、集合体内の速度場を精度よく再現できることを確認した。これにより、燃料集合体内ギャップ部における流れ場に対し、SPIRALに組み込まれたHybrid型乱流モデルが高い適用性を持つことを示した。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 大島 宏之; 田中 正暁
no journal, ,
高速炉燃料集合体熱流動詳細解析コードSPIRALの適用解析の一環として、炉心損傷事故対策として設計検討が進められている溶融燃料排出ダクト付き燃料集合体(FAIDUS)を対象とした小規模体系での予備的解析を実施した。解析は、内部ダクトのない37本燃料ピン体系(標準型体系)およびラッパ管コーナー部の4ピンを除いて内部ダクト領域を設定した体系(内部ダクト型体系)で実施した。内部ダクト型体系と標準型体系の燃料集合体内熱流動解析結果から、内部ダクトの存在が集合体内温度分布に与える影響は限定的であること、また、圧力損失係数もその変化がほとんど認められないことを確認し、SPIRALのFAIDUS型集合体への適用性について確認した。
菊地 紀宏; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の安全性向上および設計最適化の一環として、定格運転時を含む様々な運転条件下における燃料集合体内の熱流動評価の高精度化が求められている。高速炉計算工学技術開発部では、効率的に燃料集合体の熱流力設計や安全性評価へ適用するため、サブチャンネル解析コードASFREを整備してきた。本発表では、炉内冷却特性評価において重要な要因となる集合体間径方向熱移行が存在する条件でのナトリウム試験を対象に解析を実施して、適切に冷却材温度を評価できることを示し、ASFREの妥当性確認結果について報告する。
大島 宏之; 高田 孝; 堂田 哲広; 菊地 晋; 古賀 信吉*; 出口 祥啓*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉を対象に、現象解明や設計最適化、革新技術開発を支える安全基盤技術として、マルチレベル・マルチシナリオプラントシミュレーションシステムの構築を開始した。本報ではその研究開発全体概要を示す。
浜瀬 枝里菜; 菊地 紀宏; 堂田 哲広; 田中 正暁; 今井 康友*
no journal, ,
本研究では、実機における炉心-プレナム相互作用を予測可能な数値解析手法の構築の初段階として、37本ピン燃料集合体を対象に、CFD解析におけるポーラス・サブチャンネルモデルを適用した。高流量および低流量条件において、ポーラス・サブチャンネルモデルを用いたFluent解析および燃料集合体サブチャンネル解析コードとして実績のあるASFREコードを用いた解析を実施したところ、温度および流速ともに最大1.5%の差にとどまったことから、CFD解析におけるポーラス・サブチャンネルモデルの適用性を確認した。
浜瀬 枝里菜; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 堂田 哲広; 田中 正暁
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉における直接炉内補助冷却系(DRACS)の性能評価では、炉心-プレナム相互作用現象を精度良く評価する必要がある。本研究では、商用CFDコードを用いた、自然循環状態で複数の崩壊熱除去系が作動した場合の炉心-プレナム相互作用を含めた複雑な炉内熱流動挙動を予測可能な多次元解析評価手法の整備を目的としている。本報では、その第一段階として、燃料集合体内について、商用CFDコードにサブチャンネル解析の考え方を適用して、ポーラスボディモデルを用いる際に唯一考慮できる等方的な流体体積割合(空隙率)の設定に対し、熱拡散項に径方向の流路面積割合(透過率)を考慮可能な解析手法を開発した。本手法を用いて、37本ピンで構成される模擬燃料集合体ナトリウム試験(Re=52,000)解析を実施した結果、解析結果は試験結果と良く一致し、まずは、本手法の高流量条件に対する適用性を確認した。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁
no journal, ,
先進型ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に係る検討の一環として、シビアアクシデント時において溶融燃料を早期に炉心部から排出して再臨界を排除するため、内部ダクトを有する燃料集合体(FAIDUS)の採用が検討されている。設計ツールであるサブチャンネル解析コードASFREを用いてFAIDUS内の熱流動特性を評価したがリファレンスとなるデータがなく妥当性確認は十分とは言い難い。本研究では、まず、高流量条件下でのFAIDUS及び通常体系の集合体に対して詳細熱流動解析コードSPIRALにより解析を行い、ASFREによる解析結果と比較を行って妥当性確認を行った。両者の解析結果はよい一致を示し、その比較により、ASFREのFAIDUS熱流動設計への適用性について見通しを得た。
堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 菊地 紀宏; 田中 正暁
no journal, ,
高速炉プラント設計における従来の解析評価では、評価対象である物理現象を個別に評価しており、保守的な境界条件で現象間の相互作用を考慮することから、プラント全体では保守的な評価となる可能性がある。そこで、本研究では、プラント全体で最適化を達成することを目的に、これまで個別に開発してきた高速炉の詳細解析コードをプラント動特性解析コードと連成させる統合プラットフォームの開発を行い、プラント各部で生じる現象間の相互作用を考慮可能な評価手法を整備している。本報では、統合プラットフォームの開発目的と解析コードの連成手法の概要及び今後の展開について概説する。
梅田 良太; 栗原 成計; 菊地 晋; 菊地 紀宏; 高田 孝; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム(Na)冷却高速炉の安全基盤技術としてマルチレベル・シナリオシミュレーションシステムの開発を進めている。本報告では、Na燃焼解析コードのV&Vの一環として、Na漏えい時の燃焼生成エアロゾルの移行挙動を把握するため、模擬粒子を用いた移行挙動実験の結果について報告する。
梅田 良太; 菊地 紀宏; 栗原 成計; 菊地 晋; 高田 孝; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム(Na)冷却高速炉(SFR)の安全基盤技術としてマルチレベル・シナリオシミュレーションシステムの開発を進めている。本報告では、Na燃焼解析コードのV&Vに資する、Na漏えい時のエアロゾル移行挙動を把握するために、水平・垂直体系における模擬粒子の移行挙動に関する実験を実施した結果について報告する。
田中 正暁; 菊地 紀宏; 浜瀬 枝里菜; 村上 諭*; 藤崎 竜也*; 今井 康友*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から極めて有効な方策である自然循環崩壊熱除去時において、事故時を含むあらゆる条件下で原子炉容器内の熱流動場を予測できる解析評価手法の構築が重要となっている。そこで、燃料集合体間のギャップ部に存在するナトリウムの流れによる炉心冷却効果を評価するため、原子炉上部プレナム部での熱流動との相互作用を考慮可能な伝熱流動解析モデルを検討し、既往ナトリウム試験(PLANDTL-1)を対象に解析を実施し、その妥当性を確認した結果を報告する。
菊地 紀宏; 梅田 良太; 菊地 晋; 栗原 成計; 高田 孝; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム(Na)冷却高速炉(SFR)の安全基盤技術としてマルチレベル・シナリオシミュレーションシステムの開発を進めている。本報告では、Na燃焼解析コードのV&Vに重要なNa漏えい時のエアロゾル移行挙動を把握するために、水平・垂直体系で実施した、模擬粒子の移行挙動実験に関する数値解析の結果について報告する。
