ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の安全設計技術開発; プロジェクト全体概要

山野 秀将; 栗坂 健一; 高野 和也; 菊地 晋; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 白倉 翔太*

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

溶融塩蓄熱式高速炉の安全設計方針及びリスク評価技術、ナトリウム-溶融塩の熱交換性能評価技術と伝熱向上方策、及びナトリウム-溶融塩の化学反応特性評価と安全性向上方策を開発する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要について報告する。

Unsteady flow characteristics in a 90 degree elbow affected by developed, undeveloped and swirling inflow conditions

岩本 幸治*; 近藤 学*; 南浦 弘尚*; 田中 正暁; 山野 秀将

Journal of Fluid Science and Technology (Internet), 7(3), p.315 - 328, 2012/08

https://doi.org/10.1299/jfst.7.315

長い配管、短い配管及び旋回流生成器から流入される場合において、曲率半径が配管内径と一致する90度エルボに対してLDVによる計測が行われた。配管内径とバルク速度に基づいたレイノルズ数320000における全体の平均流速分布により、上流の配管の長さを10Dから4.9Dにするとエルボ下流における流動剥離が起こることが示された。

Study on flow induced vibration evaluation for a large scale JSFR piping, 4; Unsteady flow characteristics in 1/10 scale hot-leg piping experiments under undeveloped and swirl inflow conditions

岩本 幸治*; 近藤 学*; 保田 和則*; 十河 基介*; 田中 正暁; 山野 秀将

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10

LDV measurements in a 90 elbow were examined on inflow from a long/short pipe and swirl generator, modeling a 1/10 scale hot-leg piping of a Japanese sodium-cooled fast breeder reactor. Flow distribution when = 320000 shows short upstream pipe induces a flow separation downstream and weakens the Prandtl's secondary flow of the first kind. This suppresses the kinetic energy transport within the pipe wall of the elbow. The swirl generator generates swirling inflow with the non-dimensional angular momentum of 0.12. The circumferential velocity distribution formed a shape like Rankin's combined vortex in the elbow inlet. Also observed is an accelerated axial velocity at the vortex center, whose distribution is like that of non-swirl inflow. Frequency analyses show the Strouhal number by vortex from the boundary layer at the inner side became 0.5, except for 0.6 in the long pipe case. This might be related with the boundary layer width and the local flow velocity.

The Development of SIMMER-III, an advanced computer program for LMFR safety analysis, and its application to sodium experiments

飛田 吉春; 近藤 悟; 山野 秀将; 守田 幸路*; Maschek, W.*; Coste, P.*; Cadiou, T.*

Nuclear Technology, 153(3), p.245 - 255, 2006/03

https://doi.org/10.13182/NT06-2

SIMMER-IIIは2次元,3速度場,多相多成分のオイラー座標系流体コードと空間依存核動特性モデルを結合した解析コードである。SIMMERコードは、通常の高速炉から加速器駆動未臨界炉(ADS)までのさまざまな中性子スペクトルと冷却材の組合せによる原子炉に適用できるように、汎用性と柔軟性を備えた解析手法として開発されてきた。SIMMER-IIIを液体金属冷却高速炉の安全解析に適用できる実用的なコードとするには、コードの信頼性と安定性を確保し、かつ十分に検証される必要があるため、包括的かつ系統的な検証研究を行った。検証研究は、個別モデルの検証を行う基礎的なPhase1と高速炉の安全性において重要な複合現象に関する検証を行うPhaes2が行われた。これらの系統的な検証研究により、コードで用いられている物理モデルの包括的な検証が段階的に進められ、高速炉の炉心損傷事故における過渡多相流の解析を適切に行うことができる最新のコードシステムであることが示された。本論文では、これらの研究の中で、おもにナトリウムを用いた実験研究に関する成果について報告を行う。

SIMMER-IV: A Three-Dimensional Computer Program for LMFR Core Disruptive Accident Analysis; Version 2.A Model Summary and Program Description

山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 近藤 悟; 守田 幸路*; 菅谷 正昭*; 水野 正弘*; 細野 正剛*; 近藤 哲平*

JNC TN9400 2003-070, 333 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-070.pdf:1.35MB

核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉における仮想的な炉心損傷事故をより合理的に評価するために、新たな安全解析コードSIMMER-III開発・検証を進めてきた。この開発成果に基づき、SIMMER-IIIの2次元流体力学モデルを3次元に拡張したSIMMER-IVコードの開発を行った。本報告書に述べる第2版(Version 2)では、核計算部は3次元中性子輸送モデルを採用している。SIMMER-IVの完成により、SIMMERコードの適用範囲はさらに拡大し、これまでのSIMMER-IIIの2次元コードであるが故の限界が解消される。本報告書にも記載したサンプル計算を通じて、SIMMER-IVの基本的性能と妥当性が確認されている。本報告書は、SIMMER-IV Version 2.Aの利用者のために必要な情報を記載している。詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル、数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。

Study on a Numerical Simulation for Thermal-Hydraulic Phenomena of Multiphase, Multicomponent Flows; Modeling of Multiphase, Multicomponent Flows with Phase Transition

守田 幸路*; 松元 達也*; 福田 研二*; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 山野 秀将; 近藤 悟

JNC TY9400 2002-014, 57 Pages, 2002/05

JNC-TY9400-2002-014.pdf:2.0MB

炉心損傷事故の安全解析コードにおける多成分多相流の熱流動現象の数値シミュレーション技術の高度化を図ることは、安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。核燃料サイクル開発機構と九州大学によって実施された本共同研究では、炉心損傷事故(CDA)を解析する高速炉安全解析コードに適用可能な多成分系蒸発/凝縮現象の一般化モデルを新たに開発した。このモデルは、CDA条件下での多成分相変化現象を模擬するため、蒸発/凝縮過程の特性を熱伝達および質的拡散による律速モデルを用いて記述している。さらに、既存の多成分凝縮実験および新たに実施した気泡凝縮実験の解析によって、本モデルが非凝縮性ガスを含む蒸気の凝縮過程を適切に再現することを確認し、用いられたモデル化手法の妥当性を示した。

画像処理を用いた拡散律速型蒸発/凝縮モデルの検証

鈴木 徹; 山野 秀将; 飛田 吉春; 近藤 悟

JNC TN9400 2001-041, 54 Pages, 2001/04

JNC-TN9400-2001-041.pdf:4.71MB

高速増殖炉の炉心損傷事故を適切に評価するために開発されたSIMMER-IIIコードの流体力学部では、多成分系多相流における相変化や伝熱などの複合現象が取り扱われる。従来のSIMMER-IIIの、いわゆる伝熱律速の概念に基づく蒸発/凝縮モデルでは、例えば、気相から気液界面までの熱流束と気液界面から液相までの熱流束との差を潜熱で除すことによって凝縮速度が評価される。ところで、気相に非凝縮成分が混在する場合、拡散抵抗の存在によって気相が純蒸気である場合と比べて気液界面の凝縮速度が著しく低下することが知られている。この現象を適切に記述するため、拡散律速の概念に基づく新たな蒸発/凝縮モデルの導入が行われてきた。また、このモデルを検証するための気泡凝縮実験が九州大学との共同研究として行なわれている。本研究では、まず、この気泡凝縮実験で得られた可視化画像から気泡径やボイド率などを定量化するための画像処理プログラムを構築し、その妥当性を検討した。次に、SIMMER-IIIによる解析を行い、解析結果を画像処理によって定量化した実験結果と比較した。その結果、拡散律速型の蒸発/凝縮モデルを導入したSIMMER-IIIは、伝熱律速型の蒸発/凝縮モデルを用いた従来の解析と比べて、非凝縮成分が混在する気泡の凝縮過程をより適切に再現できることが明らかになった。

SIMMER-III: A Computer Program for LMFR Core Disruptive Accident Analysis - Version 2. H Model Summary and Program Description -

近藤 悟; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 藤田 哲史; 栗原 国寿; 神山 健司

JNC TN9400 2001-002, 318 Pages, 2000/11

JNC-TN9400-2001-002.pdf:8.66MB

核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉の仮想的な炉心損傷事故を評価するために新たな安全解析コードSIMMER-IIIの開発を進めてきた。SIMMER-IIIは、2次元、3速度場、多相多成分、オイラー座標系の流体力学モデルを中核として、物質配位及びエネルギー状態に対応した空間依存の核計算モデルを有機的に結合したコードである。現在までに、本コード開発プロジェクトの当初に計画していた全てのモデル開発を終了したことになり、いよいよ実機の安全解析や複雑な多相流解析に本格的に適用できる段階に達した。また、コード開発と併行して、体系的なモデル検証研究を欧州研究機関と共同で進めており、その結果、モデルの高度化により従来のSIMMER-IIコードで問題とされた適用限界の多くが解消できるとの見通しを得つつある。本報告書では、SIMMER-III Version 2.Hの詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル、数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。新たに完成したSIMMER-III Version 2.Hにより、高速炉の安全解析における信頼性と適用範囲が飛躍的に向上できるものと期待されている。

多成分多相流の熱流動現象の数値シミュレーションに関する研究 -相変化を伴う多成分多相流のモデル化手法の開発- (先行基礎工学研究に関する平成11年度共同研究報告書)

守田 幸路*; 藤本 登*; 福田 研二*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 鈴木 徹; 近藤 悟

JNC TY9400 2000-013, 60 Pages, 2000/04

JNC-TY9400-2000-013.pdf:1.58MB

炉心損傷事故の安全解析コードにおける多成分多相流の熱流動現象の数値シミュレーション技術の高度化を図ることは、安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。核燃料サイクル機構と九州大学によって実施される共同研究では、損傷炉心における熱流動現象を解析・評価する上で重要な界面挙動である多成分蒸気の蒸発/凝縮および相間の界面積変化に着目し、これらのミクロな挙動を記述するための機構論的モデルの提案・開発を行う。本年度は、非凝縮性ガスの蒸発/凝縮挙動に及ぼす影響を扱うための拡散律速モデルの開発を進め、2成分系での基本的な妥当性を検証した。さらに、流動変化に伴う気泡や液滴の界面積変化の挙動に関するソース項モデルについて検討し、安全解析コードのモデル化手法について改良の指針を得た。

曲率の強いベンド内流れに生じる流体振動に対する流入条件の影響

近藤 学*; 池内 康記*; 岩本 幸治*; 保田 和則*; 十河 基介*; 山野 秀将; 田中 正暁

no journal, , 

比較的発達した流れ及び未発達な流れが90度ベンドに流入するような実験装置を作成し、レイノルズ数320000の下でLDVによる流速測定を行った。