Study on heat transfer behavior of a cylindrical particle bed with volumetric heating

Wen, J.*; 鎌田 悠斗*; 横山 貢成*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 今泉 悠也; 田上 浩孝; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11

The influence of water pool height, particles diameter and wall cooling on particle bed-water pool heat transfer was evaluated by assessing the time variation of average temperatures of the particle bed and water pool, and their difference. The concept of macroscopic heat transfer coefficient of the particle bed-water pool system was introduced to elucidate the intensity of natural convection. The results show that the time variation of temperature difference initially increases, peaks, and then decreases. Based on this phenomenon, the process of heat transfer of the particles bed-water pool system was explained. According to the result, the water pool height and particle diameter will affect the heat transfer, but the current cooling conditions have little influence on the heat transfer of the particle bed.

Multi-phase flow topology and interfacial area model for SIMMER-III and SIMMER-IV

飛田 吉春*; 近藤 悟; 守田 幸路*

JAEA-Research 2024-010, 77 Pages, 2024/10

JAEA-Research-2024-010.pdf:1.6MB

高速炉の炉心崩壊事故解析コードSIMMER-III及びSIMMER-IVの多相流動・境界面積モデルを開発した。複雑な多成分・多相流のトポロジーを体系的に模擬するため、プール流及びチャンネル流に対する流動様式をモデル化するとともに、流動様式の間の円滑な遷移を可能とした。コードの適用性と柔軟性を拡大するために境界面積対流モデルを導入することにより、各流体の境界面積の輸送と履歴を追跡し、それにより過渡現象をより適切に記述できるようになった。流体粒子の分裂・合体、液滴・気泡の生成等の結果生じる境界面積の時間変化は、境界面積対流方程式のソース項としてモデル化した。SIMMER-III及びSIMMER-IVの多成分系においては成分間の全ての可能な接触モードを考慮し、成分間の熱及び質量移行、運動量交換関数の計算に必要な流体-流体間、流体-構造材間の2成分間接触面積を計算する。本研究で開発した境界面積モデルは高速炉安全解析コードとしては世界初のものであり、コード検証(V&V)プログラムを通じて幅広くテストを行った結果、従来のコードにおける簡易モデルに伴う問題点の多くを解決できることが示された。

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in severe accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and progress until 2022

山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; Ahmed, Z.*; Pellegrini, M.*

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NTHOS-14) (Internet), 12 Pages, 2024/08

本発表はプロジェクト全体概要及び2022年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、初めての固化試験データを取得したことである。

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究; プロジェクト全体概要及び令和4年度までの進捗

山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 福山 博之*; 西 剛史*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; Pellegrini, M.*

日本機械学会2023年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において制御棒材の炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応及び移動挙動を模擬できるようにするため、共晶溶融物の熱物性評価、共晶溶融反応・再配置実験、共晶反応メカニズム検討、及び共晶溶融反応に関する物理モデル開発及び実機適用解析を実施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及び令和4年度までの進捗概要について報告する。

A Large-scale particle-based simulation of heat and mass transfer behavior in EAGLE ID1 in-pile test

Zhang, T.*; Yao, Y.*; 守田 幸路*; Liu, X.*; Liu, W.*; 今泉 悠也; 神山 健司

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

The in-pile EAGLE ID1 test was conducted by Japan Atomic Energy Agency to demonstrate the effectiveness of the fuel assembly with an internal duct structure during a core disruptive accident in a sodium-cooled fast reactor. In this study, a new computational fluid dynamics code based on the fully Lagrangian particle method was developed for the purpose of clarifying the failure mechanism of the inner duct wall of FAIDUS. The three-dimensional simulation of the ID1 test was performed to analyze a series of thermal hydraulic behaviors leading up to duct wall failure for a computational domain that included six fuel pins. The simulations reasonably reproduced the heat transfer characteristics observed in the test, showing that the local contact of liquid steel with high thermal conductivity with the duct wall greatly enhances the heat transfer from the nuclear heating fuel to the duct wall. The results support the validity of the conclusions of our analytical study regarding the molten pool-to-duct wall heat transfer mechanism that caused the thermal failure of the duct wall.

Particle-based simulation of jet impingement behaviors

高塚 大地*; 守田 幸路*; Liu, W.*; Zhang, T.*; 中村 武志*; 神山 健司

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

A 3D particle-based simulation code was developed to analyze jet impingement behavior, and the physical models for thermal-hydraulic interactions between molten jets and solid plates used in the code was validated by simulating existing jet impingement experiments. In addition, particle-based simulations were conducted to understand the impingement characteristics of molten MOX fuel jets on SS plates, and the erosion rate of the SS plate was evaluated. The results showed that fuel crusts formed on the plate potentially provide thermal protection and confirmed the effect of the plate erosion rate on the jet diameter under conditions where crust formation is dominant.

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and progress until 2020

山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; 深井 尋史*; et al.

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09

本発表はプロジェクト全体概要及び2020年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶反応速度の測定並びに、SS坩堝の中にBCペレットを置いたBC-SS共晶反応速度実験の数値解析を通じて、解析コード内の共晶反応を記述する物理モデルの妥当性を確認したことである。

ホットラボ排気筒の基本設計

森田 寿; 大伍 史久; 佐谷戸 夏紀; 綿引 俊介; 小島 一樹; 中山 一彦; 井手 広史

JAEA-Technology 2021-030, 166 Pages, 2022/05

JAEA-Technology-2021-030.pdf:3.65MB

平成27年1月にJMTRホットラボ建家において雨漏れ補修を行っていたところ、ホットラボ排気筒の基礎部アンカーボルト1本に減肉が確認された。その後の排気筒における詳細調査により、複数のアンカーボルトの減肉及びフランジプレートとアンカーボルトのナットに間隙が確認されたことを受け、排気筒の倒壊が否定できない状態であると判断されたため、排気筒の撤去を行った。そのため、早急に当該排気筒の取替えを行う必要が生じた。新たな排気筒の設計を行うにあたり、詳細調査により判明したアンカーボルトの減肉等の原因である基礎部への雨水の浸入への対策に加え、東京電力福島第一原子力発電所の事故後に策定された新規制基準への対応を踏まえた設計とした。また、建築確認を受けなければならない建築物及び工作物に該当することから、建築基準法及び煙突構造設計指針に基づく地震力や風荷重に対する排気筒の健全性の評価を行った。本報告書はホットラボ排気筒の基本設計についてまとめたものである。

Comparisons between passive RCCSs on degree of passive safety features against accidental conditions and methodology to determine structural thickness of scaled-down heat removal test facilities

高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 162, p.108512_1 - 108512_10, 2021/11

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108512

受動的安全性を持つRCCSは、大気を冷却材として使用するため、冷却材を喪失することはないが、大気の擾乱の影響を受けやすいという欠点がある。大気放射を利用したRCCSと、大気自然循環を利用したRCCSを実用化するためには、想定される自然災害や事故状態を含むあらゆる状況下で、常に原子炉からの発熱を除去できるのか、安全性を評価する必要がある。本研究では、2種類の受動的RCCSについて、熱除去のための受動的安全性の大きさを同一条件で比較した。次に、自然災害により自然対流による平均熱伝達率が上昇するなどの偶発的な条件をSTAR-CCM+でシミュレーションし、除熱量の制御方法を検討した。その結果、受動的安全性に優れ、伝熱面の除熱量を制御できる、大気放射を利用したRCCSが優れていることを明示できた。最後に、自然対流と輻射を再現するためにスケールダウンした除熱試験装置の肉厚(板厚)を決定する方法を見出し、加圧室及び減圧室を用いた実験方法も提案した。

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and progress until 2019

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 11 Pages, 2021/08

https://doi.org/10.1115/ICONE28-63301

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、BC-SS共晶溶融実験,共晶溶融の熱物性計測,共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2019年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、SSプール中にBCペレットを置いたBC-SS共晶溶融実験の数値解析を通じて、CDA解析コードSIMMER-IIIにおける共晶反応を記述する物理モデルの妥当性を確認したことである。