Modelling of multi-physics phenomena in fast reactor design; Safety and experimental validation

二ノ方 壽*; Pellegrini, M.*; 上出 英樹; Ricotti, M.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13), Vol.2, p.151 - 166, 2015/04

http://www-pub.iaea.org/books/iaeabooks/10682/Fast-Reactors-and-Related-Fuel-Cycles-Safe-Technologies-and-Sustainable-Scenarios-FR13

高速炉の設計と安全確保に関するマルチフィジックス現象の数値モデルとシミュレーションに関する研究の現状を示す。強調すべき点は高サイクル熱疲労における構造-流動相互作用、ナトリウム-水反応現象、炉心損傷時の多相多成分熱流動を含む評価手法の実用的な検証プログラムにある。そのような手法と検証の一部を部分効果試験,総合試験を含めて示すとともに、解析誤差と不確定性に関する定量的な検証についても言及する。

Thermal hydraulics of sodium-cooled fast reactors; Key design and safety issues and highlights

二ノ方 壽*; 上出 英樹

Nuclear Technology, 181(1), p.11 - 23, 2013/01

https://doi.org/10.13182/NT13-A15753

日本の高速炉開発に関して、特に機構が進めるJSFRの設計研究と関連する熱流動研究に焦点を当てて熱流動観点で重要なpointを述べる。JSFRでは幾つかの革新技術、例えば完全自然循環方式崩壊熱除去系,炉心損傷事故時の再臨界を排除できる炉心概念が、より高い安全レベルを達成するために考案,研究され、その評価が進んでいる。ここではその研究開発成果を紹介する。

Large-scale simulations on thermal-hydraulics in fuel bundles of advanced nuclear reactors

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 叶野 琢磨; Merzari, E.*; 二ノ方 壽*

Annual Report of the Earth Simulator Center April 2006 - March 2007, p.223 - 228, 2007/09

http://www.jamstec.go.jp/esc/publication/annual/annual2006/

原子炉内熱流動挙動の詳細を大規模シミュレーションによって明らかにする研究を行っている。従来の熱設計手法ではサブチャンネル解析コードに代表されるように実験データに基づく構成式や経験式を必要とするが、新型炉開発では熱流動データベースが十分ではないため、従来手法による熱設計では高精度の予測は困難である。そこで、シミュレーションを主体とした先進的な熱設計手法を構築し、従来手法と組合せることによって効率的な新型炉開発の実現を目指している。このため、地球シミュレータを利用して次の研究を行っている。1つは将来型軽水炉の燃料集合体内二相流挙動を大規模シミュレーションによって計算機上に再現する研究であり、日本原子力研究開発機構が担当している。もう1つは、高速炉を対象にした複雑流路内乱流挙動を大規模シミュレーションによって解明する研究であり、これは東京工業大学が担当する。本報では、日本原子力研究開発機構による稠密燃料集合体内水-蒸気二相流挙動の詳細予測結果と東京工業大学による大規模乱流シミュレーションの結果について報告する。

高燃焼度燃料および革新型燃料の熱流動設計評価における数値実験法の開発

二ノ方 壽*; 三澤 丈治*; Baglietto, E.*; 青木 尊之*; Sorokin, A. P.*; 前川 勇*; 大島 宏之; 山口 彰

JNC-TY9400 2003-010, 170 Pages, 2003/03

JNC-TY9400-2003-010.pdf:5.42MB

湾曲、変形を想定した高燃焼度高速炉炉心燃料や稠密配列燃料格子燃料に対し、様々な運転条件下における燃料表面壁せん断応力や被覆管温度分布、冷却材および燃料の温度分布を詳細に評価して燃料の温度制限に対する適正な裕度を確認するとともに、Design by Analysis のツールとしての熱流動大規模数値シミュレーション手法を提案する。適用範囲に限界があるホットスポットファクターや実験に基づく経験論的なアプローチなどに代わり、数値シミュレーションによって、高燃焼度、長寿命、高信頼性、安全性、運転・保守の容易性、核廃棄物量の最少化などの諸要求条件を充たす高速炉炉心の熱流動設計の最適化を容易とする。直交座標系と曲線座標系の間の座標変換を利用して、燃料集合体のような複雑形状を有する流路内の熱流動現象を詳細に解析する擬似乱流直接シミュレーションコードを開発し、座標変換前後の計算の妥当性について各種簡易形状流路内乱流熱伝達を計算して検証するとともに、物理量分布や乱流統計量などについて実験結果と比較し精度の確認を行った。また、擬似直接乱流シミュレーションを三角配列無限大本数ピン集合体に適用した結果の妥当性を、公開文献にある実験結果および汎用CFDコードSTAR-CDによるレイノルズ平均N-S方程式系の計算結果と比較して示すとともに、運動量・エネルギーの輸送プロセスに与える乱流の非等方性による二次流れの影響の重要性が強調された。さらに、円管形状に拘らない任意の新型高性能被覆管形状を考慮に入れて、熱流動の観点から最適の形状および配列を検討した。

Numerical prediction of secondary flows in complex areas using concept of local turbulent Reynolds number

Kriventsev, V.; 二ノ方 壽; 山口 彰; 大島 宏之

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-10), 0 Pages, 2002/04

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ナトリウム燃焼時のエアロゾル挙動に関する研究 - 化学反応モデルの開発とエアロゾル輸送挙動の簡易評価 -

二ノ方 寿*; 堂田 哲広*; 岡野 靖

JNC-TY9400 99-008, 31 Pages, 1999/03

JNC-TY9400-99-008.pdf:0.62MB

1995年12月に発生したもんじゅのナトリウム漏洩事故以来、ナトリウムプール燃焼時のエアロゾルの生成と輸送の詳細なメカニズムが注目されている。特に、発生したエアロゾルが雰囲気へ飛散するかプール表面へ沈降するかの割合(飛散割合 release rate)は、燃焼の状態およびナトリウムの広がった床の温度を評価する際のキーパラメータとなっている。しかし、このエアロゾルの飛散割合を評価するためには、火炎内の流速分布、化学種の濃度分布及び温度分布などの複雑な構造を評価する必要があり、これまでの研究ではその評価が十分ではなかった。本研究では、プール燃焼により発生した自然対流が室内を定常的に循環する系を想定し、さらにナトリウムと酸素の反応は瞬時化学平衡が成り立つと仮定する事により問題を簡単化して、層流拡散火災の理論を用いて数値解析を行った。具体的には、気流に関しては質量、運動量、化学種の質量およびエネルギー保存の境界層方程式を解き、また、エアロゾル輸送に関しては対流からの抗力、熱泳動力、重力を考慮した解析を行った。解析の結果、燃焼率に関して比較的よく実験結果が説明でき、その他の燃焼特性についても妥当な結果が得られた。また、エアロゾルの飛散率に関してはプール表面温度が1000K程度であれば従来の解析に用いられていた飛散率は妥当である事がわかった。本研究の実施に際し、東京工業大学が化学平衡モデルのプール燃焼への適用およびエアロゾル輸送挙動解析手法の開発を、核燃料サイクル機構が化学反応平衡モデルの開発を行った。

Benchmark exercise for multi-dimensional thermohydraulic analysis codes; Buoyancy driven penetration flow phenomena and thermal stratification

上出 英樹; 家田 芳明; 小林 順; 二ノ方 壽

PNC-TN9410 96-076, 72 Pages, 1996/03

PNC-TN9410-96-076.pdf:1.67MB

高速炉の熱流動の分野においてベンチマーク実験を行ない、これに対する多次元熱流動解析コードの国際ベンチマークを実施した。合計12種類の熱流動解析手法が、浮力による潜り込み現象並びに温度成層化現象を対象とするベンチマークに適用された。解析手法として有限差分法、有限要素法、及びその乱流モデル、対流項の高次差分解法の現象に対する適用性を検討した、有限差分法では乱流モデルと高次差分法を組み合わせた手法が高い適用性を示した。また、有限要素法についても乱流モデルの重要性が明かとなった。解析手法の検討を通して潜り込み現象、温度成層化現象を解析する上で、低乱流状態で浮力の影響を受ける混合対流条件下の流れに対する乱流モデルの開発が重要であることが示された。なお、本ベンチマークは国際水理学会(IAHR)の第7回新型炉熱流動ワーキンググループの会合(1992年8月、於ドイツ、カールスルーエ)のために準備したものである。

Key Issues in R&Ds and Their Prospective Views Related to LMFBR Core Disruptive Accidents

二ノ方 壽; 野中 信之; 近藤 悟

International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 3, 29.3-1 Pages, 1992/10

本発表は高速増殖炉の実用化路線に基づいた将来の安全研究に対する基本的な考え方を主張するポジションペ-パである。実用化炉においては,より一層の事故及びその進展の防止(P.S.)が求められる。そこでは,受動的安全のクレジットも求められる。一方,事象の進展抑制(M.S.),格納に対する措置についてP.S.と同じレベルで講じることによって深層防護の厚みを増す。P.S.,M.S.,と格納機能の調和を以てはじめて社会的受容(P.A.)が得られる。発表の具体的内容は,現在迄のCDA研究によって得られている知見を紹介し,究極のゴ-ルとしてあるLMFBR設計の自由度を保証するために,将来のRqDsの方向がどうあるべきか議論する。即ち,CDA時のエネルギ-発生,変換,格納過程について,これまで必ずしも充分でなかった現象緩和機構の解明と,設計への考慮を行うことが必要で,今後の事実確認の積み上げが最重要課題である事を主張する。

冷却材温度ゆらぎ現象の解析的評価手法の開発,II; 温度ゆらぎ強度評価手法の検証と実機体系予備解析

村松 壽晴; 二ノ方 寿

PNC-TN9410 91-119, 192 Pages, 1991/03

PNC-TN9410-91-119.pdf:3.4MB

炉心出口近傍に発生するサーマル・ストライピング現象を解析的に精度良く評価できるようにするため、これまでに報告した乱流モデルでは考慮されなかった2つのモデル化項目を取り上げ、そのモデル化の必要性を水を作業流体としたサーマル・ストライピング実験の解析を通じて検討した。この検討の結果、以下の点が明らかとなった。1)応力代数識乱流モデルを使用する場合には、時間スケールを空間依存量として取り扱う必要がある。2)乱流2次相関量に対する対流項および拡散項は、解析精度への影響が極めて小さく、両項を厳密に取扱う応力方程式乱流モデルを使用することのメリットは少ない。3)したがって、温度ゆらぎ強度を解析評価する場合には、応力代数式モデルと時間スケール空間依存モデルとを組合せて用いることが望ましい。さらに、実機体系を対象とした解析を上記3)のモデルを用いて行った結果、次の点が明らかとなった。1)制御棒集合体の冷却材流量を減少させるに従い、上部案内管近傍に発生する温度ゆらぎも減少する。2)上部案内管近傍に発生する温度ゆらぎを低減させることができる最適な上部案内管設置高さが存在する。

Summary of LMFBR Subassembly Blockage Studies at PNC

二ノ方 寿*

PNC-TN9420 90-004, 1 Pages, 1990/12

PNC-TN9420-90-004.pdf:0.77MB

動燃における高速炉燃料集合体局所閉塞研究は,主に少数本数のワイヤスペーサ型ピン束を用いた水流動試験及びナトリウム試験による実験的研究と,サブチャネル解析コードを用いた解析的研究に分けられて実施されてきた。水を作動流体とする実験研究は,流動圧損特性や,コード検証に必要な流速及び温度分布データを提供した。ナトリウム実験では,局所閉塞を仮定した原型炉条件下での局所的冷却材温度上昇を評価する簡易手法の導出,ドライアウト迄の余裕や閉塞後流にFPガス放出があった場合の冷却性に対するモデルが開発された。これらの知見の概要を,本報告書に一括して示す。解析的研究は,サブチャネル解析コードASFREの開発・検証を中心として行われきた。本報告書に,その開発・検証の現状と,ワイヤスペーサモデルの有効性に対する検証例として,厳密にワイヤスペーサ効果を考慮した場合と,等価な裸ピン体系で計算した場合の比較を述べる。