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。

Investigation on natural circulation behavior for decay heat removal in reactor vessel of sodium-cooled fast reactor under severe accident condition, 2; Transient behavior under operations of multiple decay heat removal systems

相澤 康介; 辻 光世; 小林 順; 栗原 成計

Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 7 Pages, 2022/10

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するために、シビアアクシデント時を含む崩壊熱除去特性および熱流動特性を把握する縮尺水流動試験を実施している。本報告では、複数の冷却機器起動が原子炉容器内自然循環挙動に与える影響を把握するために、浸漬型DHX及び貫通型DHXを起動させた過渡試験を実施した結果を示す。試験結果より、一基目のDHX起動により自然循環定常状態を達成した後、二基目のDHXを起動することで、自然循環定常状態における最高温度を一時的に超えることが示された。炉心下部プレナムに位置するコアキャッチャ上での発熱が強く、かつ二基目に貫通型DHXを起動する条件下において、この一時的な温度上昇は大きくなることが確認された。

Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

https://shop.elsevier.com/books/sodium-cooled-fast-reactors/morishita/978-0-12-824076-2

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

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。

先進的なナトリウム冷却高速炉の炉心出口部におけるサーマルストライピング現象に関する水流動試験,2; 径方向ブランケット燃料集合体周辺部の温度変動緩和対策の提案

小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁

保全学, 20(3), p.97 - 101, 2021/10

日本原子力研究開発機構が設計してきた先進ナトリウム冷却高速炉(Advanced-SFR)の炉内構造物の下部で発生するサーマルストライピング現象に焦点をあて、A-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用し、UIS下部周辺の有意な温度変動に対する対策構造を確認するための水試験を実施してきた。前回の論文では、制御棒チャンネル周辺の温度変動を緩和させるための対策の効果を報告した。本論文では、同じ試験体を使用した水実験を行って、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動の特性を取得した。また、炉心計装支持板(CIP)の形状を変更し、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動を緩和する効果が高いことを確認した。

Droplet entrainment by high-speed gas jet into a liquid pool

杉本 太郎*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 栗原 成計; 高田 孝; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Design, 380, p.111306_1 - 111306_11, 2021/08

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111306

ナトリウム-水反応現象の評価において、液体ナトリウム中の高速気体ジェットによる液滴エントレインメントは重要な要素現象である。本研究では、ナトリウム-水反応現象解析コードの液滴エントレインメントモデル整備に資することを目的として、水中に空気を噴出させた場合に発生する液滴エントレインメントを対象に、フレームストラドリング法を用いた可視化実験を実施した。本実験では、液滴の発生と移動に関する鮮明な画像の取得に成功し、その画像処理から計測位置や気相噴出流速をパラメータとした液滴径と液滴速度を取得した。取得したデータは、現象解明と解析モデルの整備に寄与するものである。

Droplet-entrainment phenomena affected by interfacial behavior of a high-speed gas jet into a liquid pool

齋藤 雅史*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 栗原 成計; 高田 孝*; 大島 宏之

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 7 Pages, 2021/08

ナトリウム-水反応現象解析コードの妥当性評価及び改良に資する実験データ取得のため、水中に空気を噴出させた場合に発生する液滴エントレインメントの可視化実験を実施した。本実験では液滴径と液滴速度を計測するとともに、ノズル形状の影響を明らかとした。

高速炉蒸気発生器伝熱管のセルフウェステージ現象解明実験

梅田 良太; 下山 一仁; 栗原 成計

日本原子力学会和文論文誌, 19(4), p.234 - 244, 2020/12

https://doi.org/10.3327/taesj.J19.012

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器では、伝熱管を介してナトリウムと水との熱交換が行われるため、何らかの原因により伝熱管が損傷した場合には、Na中に高圧の水/蒸気が漏えいし、Naと水との発熱反応により特有の高温・高アルカリ環境が形成され、隣接伝熱管が損耗する恐れがある。本報ではNa-水反応の起因事象となるセルフウェステージ現象のメカニズムを解明することを目的に、伝熱管の初期欠陥(微細円孔型と疲労き裂型の貫通欠陥)を模擬した試験体を用いて、セルフウェステージが継続的に進展する条件下で実験を実施した結果について述べる。セルフウェステージ率に及ぼす初期貫通欠陥形状(微細円孔,疲労き裂)による影響は有意ではなく、セルフプラグ現象のメカニズムとして、Na酸化物が介在して、セルフウェステージの進行を阻害するものと推察された。本実験及び既往実験で得られたセルフウェステージ率より、従来の相関式では陽に表れなかった初期のNa温度の影響が明確に現れ、この傾向を基に初期のNa温度を考慮した新相関式を導出した。

Study on cooling process in a reactor vessel of sodium-cooled fast reactor under severe accident; Velocity measurement experiments simulating operation of decay heat removal systems

辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/ICONE2020-16796

ナトリウム冷却高速炉(SRF)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用の最適化が重要である。SFRの炉容器を模擬した1/10縮尺水試験装置を用いて、原子炉容器内の自然循環現象を把握する水試験を実施している。本報では粒子画像流速計測法(PIV)によって計測した炉容器内の自然循環流動場について報告する。炉心燃料の20%が下部プレナムのコアキャッチャ上に一様に堆積した場合に、浸漬型熱交換器を運転する条件で試験を実施した。PIV計測の結果、下部プレナム及び上部プレナムの中心付近で上昇流を確認した。また、上部プレナムでは炉壁近傍、下部プレナムでは炉心最外層から下降流が発生することを確認した。さらに温度場と速度場の関連性を検討することで、炉容器内の自然循環現象を把握した。これらの結果より、浸漬型DHX運転時に自然循環冷却パスが確立していることを確認した。