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論文

高速炉におけるガス巻込み現象の防止基準,1; 数値解析によるガス巻込み現象再現精度の検証

大島 宏之; 田中 伸厚*; 江口 譲*; 西村 元彦*; 功刀 資彰*; 内堀 昭寛; 伊藤 啓; 堺 公明

日本原子力学会和文論文誌, 11(4), p.316 - 328, 2012/12

ナトリウム冷却高速炉の安定運転において、自由表面渦によるガス巻込みの防止が重要であるため、著者らはCFDに基づくガス巻込み評価手法の開発を行っている。本研究では、ガス巻込み解析を行うためのCFD手法に関する検討を行った結果、ガス巻込み現象の適切な数値解析を行うためには、十分な格子解像度、高精度離散化手法、過度に渦を減衰させない乱流モデルなどが必要であることを明らかにした。

報告書

「数値解析による自由液面からのガス巻込み評価指針」の解説, 解説B(協力研究)

大島 宏之; 堺 公明; 上出 英樹; 木村 暢之; 江連 俊樹; 内堀 昭寛; 伊藤 啓; 功刀 資彰*; 岡本 孝司*; 田中 伸厚*; et al.

JAEA-Research 2008-049, 44 Pages, 2008/06

JAEA-Research-2008-049.pdf:42.3MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウム冷却高速炉の概念検討を進めている。実用化のためのプラントシステム概念は、経済性向上のために出力に比してコンパクトな炉容器を指向している。そのため、既存の概念と比較して炉容器内の流速が相対的に大きくなり、自由液面からのカバーガスの巻込みについてより精度の高い設計評価を行うことが重要となっている。そこで、大学,研究所,電力,メーカの専門家で構成するワーキンググループを設置し、ガス巻込み現象について設計で参照すべき数値解析に基づく指針案の検討を行い、得られた知見をもとに、「数値解析による自由液面からのガス巻込み評価指針」(第1次案)を策定した。本件は、指針の解説として、ワーキンググループにおいて実施した研究に関して紹介するものである。

報告書

ガス巻込みに関する流動数値解析; 差分法の適用性評価

西村 元彦*; 野中 嘉治*; 前川 勇*

JNC-TJ9400 2005-002, 55 Pages, 2005/07

JNC-TJ9400-2005-002.pdf:74.29MB

実用化戦略調査研究において検討されているナトリウム冷却炉は原子炉容器のコンパクト化がはかられている。このため、これまでの炉に比べ冷却材流速が増大することから、自由液面から冷却材中にカバーガスを巻込まない設計とその予測手法の確立が強く要請されている。本件は、設計で遵守すべきガス巻込みの判定基準の策定に寄与するため、計算科学的手法をベースとした流動評価手法を確立することを目的として、ガス巻き込みの解析手法の構築および既往実験を元に詳細実験解析を実施するものである。 既往実験としては、矩形流路の中に角柱の障害物が存在ししかもその下流にはやはり矩形で模擬された吸込み管を設置した体系が用いられた。角柱によってカルマン渦が発生し、その中のあるものは吸込み管に吸収されガス巻き込み渦を形成する非定常現象を対象としている。 今回の数値解析では、乱流モデルの影響に注目した。層流モデル、標準k-$$epsilon$$モデル、RNG k-$$epsilon$$モデル、非線形k-$$epsilon$$モデルおよびk-$$omega$$モデルの5ケースを実施した。得られた結果は以下のとおりである。 1)カルマン渦の成長、流速と圧力変動および変動のピーク値の大きさ等を 比較すると、層流モデルがもっとも激しい変化、変動の大きい結果を示 し、RNGモデルが層流モデルに近い変動を示しランダム性も見ることが出 来た。 2)一方、k-$$omega$$モデル、非線形k-$$epsilon$$モデル、標準k-$$epsilon$$の順で流れの変動がより 減衰し規則的なおとなしい流れになっている。 3)今後、実験結果と詳細な比較検討が求められるが、渦の予測に対する乱 流モデルの適用性に関し定量的なデータが得られ、既往のCFDコードの適 用性に関する知見が蓄積できた。なお、解析はSTAR-CDコードを使用した。

報告書

ヘリウムガス冷却炉プラント動特性解析評価

佐藤 学*; 西村 元彦; 大島 宏之

JNC-TN9400 2003-100, 66 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-100.pdf:2.67MB

本研究では、被覆粒子燃料型ヘリウムガス冷却炉を対象として、炉心一点集中核特性モデル、炉容器内多次元解析モデル、及びガスタービン発電系ボリュームジャンクションモデルを連成させたプラント動特性解析モデルを整備するとともに、平成13年度設計案を対象として、想定事故事象解析を実施し、設計成立性の確認を行なった。

報告書

ガス冷却高速炉の熱流動に関する検討

大島 宏之; 西村 元彦*

JNC-TN9400 2002-072, 97 Pages, 2002/08

JNC-TN9400-2002-072.pdf:3.85MB

サイクル機構では、将来の高速炉の実用化像を構築することを目的として、実用化戦略調査研究(FS)を実施している。本報告は、FSで検討中の炉型候補概念のうちガス冷却高速炉を対象とし、ヘリウムガス冷却炉で検討されている被覆粒子型燃料について、また、炭酸ガス炉で検討されている重力落下式崩壊熱除去システムについて、それぞれの設計成立性を解析的に検討したものである。 ヘリウムガス冷却の被覆粒子燃料体に関する熱流力特性解析評価では、平成13年度設計案をベースに3次元解析モデルを構築し、多次元熱流動解析コードAQUAを用いて、定格運転条件、低流量運転条件、事故条件での熱流力特性解析、および被覆粒子燃料層入口面の圧損不均一の影響確認解析を実施した.これらの解析結果より、燃料層入口面の均一性が保たれる限り、いずれの条件においても燃料層内横方向流れは維持され除熱性能は確保できるものと判断される。但し、高圧条件において異常な低流量(O.5%以下)となる場合は、被覆粒子層内に上昇流が発生し温度が上昇することも完全には否定できないため、より正確な物性値・圧力損失相関式を取得し確認解析を行う必要がある。本解析に併せて、局所閉塞事象の考察および今後の設計の進展に伴い解決すべき熱流動的課題の摘出も行った。 炭酸ガス冷却炉の崩壊熱除去特性に関する解析評価では、炭酸ガス冷炉EGCRを対称として、貯水タンクから蒸気発生器(SG)への重力落下注水方式による崩壊熱除去時の熱流動特性を、一次元核-熱流連成ネットワークコードMR-Xにて解析評価した。解析では、自然循環崩壊熱除去時のSG隔離開始時刻、注水開始時刻および注水流量をパラメーターとし、除熱挙動に及ぼす影響を検討した。その結果、現実的想定条件としたSG隔離開始30秒、注水開始20分とした場合には余裕を持って燃料温度制限目安を満足した。また、EGCRでは、SG伝熱管の大きな熱容量が過渡時の除熱源となり、SG隔離開始時刻が60分を超える場合でも一次系内の加熱を防止する役割を担うことが明らかとなった。流動安定性については、流量逸走は生じないものの密度波振動が発生し流量変動が生じる見通しである。この振動周期は10分オーダーと長いため伝熱管の構造健全性への大きな影響は無いものと予想される。

報告書

低レイノルズ数型応力・熱流束方程式乱流モデルの開発; DNSデータベースに基づく乱流運動エネルギー消散率の壁面境界条件設定方法の提案

西村 元彦

PNC-TN9410 98-027, 40 Pages, 1998/04

PNC-TN9410-98-027.pdf:0.77MB

実プラントの様々な状態および部位の熱流動解析を高精度で行うためには、層流および乱流とのその遷移を適切に模擬することが重要である。一般に、遷移を含む流れの解析には低レイノルズ数型乱流モデルが適用される。通常の低レイノルズ数型乱流モデルでは、壁からの第一計算格子点を壁の極近傍に取る必要がある。どの程度壁に近づける必要があるかはレイノルズ数に依存し、レイノルズ数が大きいほど壁に近づけなければならない。ナトリウムは水/空気よりもレイノルズ数が大きくなるため相対的にメッシュを細分化する必要があり計算負荷も大きくなる。そこで、従来のレイノルズ数型乱流モデルに比べて、壁と第一格子点との距離を10倍程度まで大きくして計算できるモデルを開発し炉心槽内多次元熱流動解析コードCASCADEに組み込んだ。具体的には、壁面に接する計算格子点上で、乱流運動エネルギーの消散率$$varepsilon$$の境界条件をダイレクトシミュレーション(DNS)データベースに基づいて関数として与える方法を提案・採用した。平行平板間流れ、および管内流の層流から乱流への遷移を対象に本モデルを検証したところ、レイノルズ数が2,300から2,500の間で遷移する結果を得、一般に知られている遷移レイノルズ数2,320とほぼ一致することから、解析結果は妥当であると判断した。また、相関式に対する誤差はヌセルト数については遷移域を除いて5%以内、管摩擦係数は遷移直後を除いて10%以内であり、実用上妥当な精度を持つことがわかった。

報告書

燃料集合体局所閉塞冷却限界4サブチャンネル基礎水流動試験;閉塞物内温度分布への冷却材内部流れの影響

田中 正暁; 小林 順; 磯崎 正; 西村 元彦; 上出 英樹

PNC-TN9410 98-024, 94 Pages, 1998/03

PNC-TN9410-98-024.pdf:3.49MB

高速炉の局所閉塞事故に関して,閉塞領域内被覆管のホットスポットの発生位置および温度を予測するための知見を得ることが重要となっている。本研究では,ポーラス状閉塞物の熱流動特性を調べる基礎研究として,燃料集合体内の4つの隣接するサブチャンネルを模擬した5倍拡大モデルの中心サブチャンネルに閉塞物を設置した水流動試験を実施した。閉塞物内の冷却材流れが,閉塞物内の温度場に与える影響を見るために,ポーラス状閉塞物の側面および上端面に流れを遮る閉止板を設置し,閉塞物内外の温度分布測定を行った。また,閉塞物周辺の流速分布をレーザ流速計および超音波流速分布測定装置を用いて計測すると共に,閉塞物上下流間の差圧を測定した。その結果,閉塞物内部の温度分布は周囲の流動場の影響を受け,ポーラス状閉塞物の場合,閉塞物上部では閉塞物側面からの水平方向流れが,閉塞物下部では下端面から流入する軸方向流れが,それぞれ閉塞物内部および模擬燃料ピン表面の冷却に寄与していることが分かった。閉塞物と接する模擬燃料ピン表面温度と健全サブチャンネル内冷却材温度とを用いてヌッセルト数(Nu)を求めた結果,Nu数はRe数の0.5-0.6乗に比例し,閉塞物と健全サブチャンネルとの熱伝達の場合,Re数依存性を決定しているのは閉塞物表面での熱伝達であることが分かった。また,最もNu数が大きいのはポーラス状閉塞物であり,側面閉止板を設置し水平方向流れを制限することによってNu数は約20%低下し,上端面に閉止板を追加するとさらに2%低下した,これらのことから閉塞物側面および上端面からポーラス状閉塞物内の冷却材への水平方向および軸方向流れによる熱伝達が重要な役割を果たしていることが示された。

報告書

高速炉燃料集合体ポーラス状局所閉塞事象の研究; 37本ピンバンドルナトリウム試験の事前サブチャンネル解析

飯塚 透; 大木 義久; 川島 滋代*; 西村 元彦; 磯崎 正; 上出 英樹

PNC-TN9410 98-022, 58 Pages, 1998/03

PNC-TN9410-98-022.pdf:1.72MB

高速炉の集合体内局所事故の安全評価において、微小粒子による厚みのあるポーラス状閉塞を想定した場合、閉塞領域内被覆管のホットスポットの発生位置及び温度を予測することが重要となる。このような課題を念頭に置き、ポーラス状閉塞の熱流動特性を総合的に評価するため、筆者らは、37本ピンバンドルに閉塞物を設置したナトリウム試験(以下、ナトリウム試験と略)を実施する予定である。ナトリウム試験に先立ち、水を作動流体として閉塞物単体の圧力損失測定試験を実施し、閉塞物の圧力損失評価式を求めた。また、ナトリウム試験の試験条件の設定に資することを目的として、ポーラス状閉塞をモデル化することが可能なサブチャンネル解析コードASFRE-IIIによる事前解析を実施した。その結果、今回のナトリウム試験の検討範囲(ヒータピン出力100$$sim$$400W/cm、流量200$$sim$$480l/min)では、最高温度と入口温度との差は出力/流量比にほぼ比例し、ナトリウム試験における目安制限温度650$$^{circ}$$Cを超える加熱条件は、出力/流量比が0.75(W/cm)/(l/min)以上の場合であるとの予測結果を得た。また、解析結果に基づき、試験条件からヒータピン最高温度が予想できるマップを作成した。

報告書

高速炉の自然循環崩壊熱除去時の冷却系統間相互作用に関する研究; 一次元ネットワークコードを用いた解析手法の検討

木村 暢之; 西村 元彦; 桃井 一光; 林 謙二; 上出 英樹

PNC-TN9410 97-046, 69 Pages, 1997/04

PNC-TN9410-97-046.pdf:2.89MB

高速炉の信頼性、安全性を向上させるために、固有の性質を利用することが重要である。そこで、ポンプ等の動的機器に依存しない自然循環により崩壊熱を除去することが考えられている。特に、DRACS(Direct Reactor Auxiliary Cooling System)を採用した場合、炉内冷却器からの低温ナトリウムが集合体間ギャップへ潜り込むインターラッパーフロー(IWF)現象が炉心槽内で発生し得る。また、崩壊熱除去系、二次主冷却系等の冷却系統間での熱的相互作用が、一次主冷却系自然循環流量へ影響を与え、それに伴い、炉心部熱流動挙動も変化すると考えられる。そこで、当室では、自然循環時のシステム間相互作用の影響を把握することを目的として、DRACSおよびPRACS(Primary Reactor Auxiliary Cooling System)を模擬しているPLANDTL-DHX試験装置を用いた試験を実施し、炉心部熱流動現象に与える崩壊熱除去系および二次主冷却系の運転条件の影響を検討してきた。本報では、定常自然循環時の熱流動現象について、一次元ネットワークコードLEDHERを用い、IWFに相当する流路とラッパー管との熱伝達を考慮した解析モデルを作成し、解析手法の妥当性を評価した。解析は、IWFを考慮したモデルと、IWFを考慮しないモデルを作成し、一次主冷却系自然循環流量と炉心部熱流動現象について試験と解析の比較を行った。PRACSおよび中間熱交換器にて除熱したケースでは、IWFが発生しておらず、両モデルとも自然循環流量、炉心部温度分布および各機器(PRACS用冷却コイル、中間熱交換器)の出入口温度をほぼ模擬できた。DRACSにて除熱したケースにおいて、IWFを考慮しないモデルは、自然循環流量が実験よりも12%程度大きくなり、集合体間ギャップ温度分布も実験で見られた中性子遮蔽体領域での温度低下を模擬することが出来なかった。一方、IWFを考慮したモデルでは、自然循環流量は実験と比較し、3%以内の差で一致し、集合体間ギャップ等の炉内温度分布も模擬することが出来た。集合体間ギャップの温度分布が解析と実験で一致していることから、流動場についても本解析は、ほぼ実験を模擬できていると判断される。DRACSにて除熱したケースのIWFによる除熱の寄与は、模擬炉心出力が実機定格2%の時、IWFを考慮したモデルと考慮しないモデルでの集合体内流体の温度差から、模擬炉心出力の36%程度であることがわかった。

報告書

高速炉燃料集合体内多次元熱流動解析へのミキシング係数モデルの適用; 169ピン集合体定常ナトリウム試験による検証

西村 元彦; 上出 英樹; 三宅 康洋*

PNC-TN9410 97-044, 55 Pages, 1997/04

PNC-TN9410-97-044.pdf:1.29MB

高速炉の自然循環による崩壊熱除去時の炉心部においては、集合体間およびサブチャンネル間の流量再配分、集合体間熱移行、炉心プレナム相互作用ならびにインターラッパーフロー等の様々な形態とスケールを持つ現象が複雑に影響を及ぼし合いながら伝熱流動場を形成している。これらの複雑な現象を総括して取り扱う上で、多次元熱流動解析は最も有力な評価ツールである。これまでに動力炉・核燃料開発事業団では、大型炉ブランケット集合体を模擬した61ピン集合体を持つCCTL-CFR、および炉心燃料集合体を模擬した37ピン集合体を備えるPLANDTL-DHXの2種類のナトリウム伝熱流動試験の解析による検証から、集合体間熱移行およびインターラッパーフローによる除熱現象を解析するためのモデル化手法を構築してきた。特に集合体内の解析については、1メッシュに1サブチャンネルを内包するスタガードハーフピンメッシュ分割を用いた多次元解析に、サブチャンネル解析で実績を持つミキシング係数モデルを導入し、定常状態および定常から自然循環崩壊熱除去へのスクラムを模擬した過渡事象に対して計測誤差と同等の精度で解析できる手法を構築した。本研究では今後の実機体系(217ピン集合体体系)の解析に備えて、本解析手法の大型バンドル体系による検証を行うこととした。解析対象は、比較的大型の169ピン部分発熱燃料集合体内冷却材混合効果試験とした。検証の結果、ミキシング係数モデルを導入することより、同モデルを適用しない場合に生じていた径方向温度勾配の過大評価が解消され、集合体内の平均レイノルズ数が2500$$sim$$55000の広範囲にわたって試験結果をよく再現することが確認された。よって、大型バンドル体系に対する本解析手法の燃料集合体内温度分布の予測能力が妥当であることが確認できた。

報告書

高速炉の自然循環時のインターラッパフロー現象に関する実験研究;炉心冷却効果と自然循環流量低減効果の評価

桃井 一光; 林 謙二; 上出 英樹; 西村 元彦; 小柿 信寿

PNC-TN9410 97-047, 93 Pages, 1997/03

PNC-TN9410-97-047.pdf:4.4MB

高速炉の崩壊熱除去系として原子炉容器の上部プレナム内に冷却器(DHX)を設けるDRACS(Direct Reactor Auxiliary Cooling System)を採用した場合、DHXからの低温ナトリウムが炉心部の集合体間ギャップに潜り込み自然対流するインターラッパーフロー(IWF)が発生し、集合体内部をギャップ側から冷却し、炉心最高温度を低下させる効果が期待できる。その反面、DHXからの低温ナトリウムが上部プレナム底部に成層化し、更にIWFによる冷却で炉心部上部非発熱部の温度低下により、自然循環流量が減少して炉心部温度を上昇させることも考えられる。DRACSを採用する上では、IWFの冷却特性を把握しその有効性を明確にする必要がある。本報では、IWFの炉心冷却特性を自然循環状態下で把握する為、PLADTL-DHX装置による自然循環定常ナトリウム試験を実施した。熱出力および一次系ループの流動抵抗を主弁開度で変化させ、DRACS除熱でIWFを発生させたケースとPRACS(冷却器をIHX上部に内蔵する方式:Primary Reactor Auxiliary CoolingSystem)除熱でIWFが発生しないケースの自然循環流量および模擬炉心部温度を比較した。PRACSで除熱した場合に対するDRACSで除熱した場合の自然循環流量の低下は、周辺集合体通過流量で大きく現れ、中心集合体通過流量では小さい。これは、IWFによる冷却が中心集合体よりも周辺集合体で強く作用し、浮力ヘッドの違いから集合体間で流量が再配分されたと考えられる。また、一次系ループの主弁開度を15%以下にしてDRACSで除熱したケースでは、一部の周辺集合体で逆流が発生した。DRACSで除熱した場合には、自然循環流量の熱輸送による除熱の他に、IWFによるギャップ部からの冷却と逆流の発生により温度が低下した周辺集合体からの冷却が中心集合体に対して径方向から作用する。径方向からの冷却効果は自然循環流量が1.5%(実機定格比率)以下になってから顕著に作用し、中心集合体最高温度を低下させる。DRACSを用いた場合では、循環流量による除熱が期待できない様な自然循環流量が極めて少ない場合の炉心冷却に対して、IWFを含む炉内自然対流による径方向からの冷却効果が有効に作用することを確認した。

報告書

高速炉の自然循環崩壊熱除去時の冷却系統間相互作用に関する研究; 崩壊熱除去方式および2次主冷却系自然循環の影響

林 謙二; 桃井 一光; 西村 元彦; 上出 英樹

PNC-TN9410 97-045, 68 Pages, 1997/03

PNC-TN9410-97-045.pdf:2.91MB

高速炉の自然循環崩壊熱除去時では、1次主冷却系の温度分布が自然循環ヘッドを介して炉心通過流量と相互に影響を及ぼし合う関係にある。このとき、1次主冷却系の温度分布は崩壊熱除去系、2次主冷却系による除熱の影響をうけるため、1次主冷却系の自然循環状態は各系統の自然循環状態と密接な関係にある。このような各冷却系統間の相互作用を明らかにするためにナトリウム試験装置であるプラント過渡応答試験施設を用いた定常自然循環試験を実施した。試験は中心に1体、その周囲に6体の計7体の模擬燃料集合体を炉心部として有する試験体を用い、大型炉の定格比2%相当の炉心発熱条件で1次主冷却系に自然循環を発生させ、崩壊熱除去系の型式および2次主冷却系の運転条件をパラメータとして実施した。本試験により、炉容器上部プレナム内に冷却器を有するDRACSを崩壊熱除去系として用いる体系について以下の点を明らかにした。DRACSと2次主冷却系での自然循環を模擬し、これらを併用して除熱した場合には、DRACSの除熱分担が多いほど上部プレナムに負の自然循環ヘッドが形成され、1次主冷却系の自然循環流量が少なくなる。したがって実機評価において2次系の状態を考慮することが必須となる。DRACSと炉心との間では、DRACSで冷却された上部プレナム内低温ナトリウムが集合体間ギャップ領域を対流するインターラッパーフローが生じる。インターラッパーフローは集合体の上部遮蔽体領域で顕著な除熱効果を有する。中心集合体の発熱部に対するインターラッパーフローの直接的除熱効果は小さいが、除熱量の大きい周辺集合体との間で生じる集合体間流量再配分を介して最高温度を抑制することを確認した。IHXの上部に冷却コイルを有するPRACSを崩壊熱除去系として用いる体系では、IHX全体が低温となり自然循環ヘッドが大きくなるため、炉心通過流量は2次主冷却系のみで除熱する場合よりも約10%、DRACSのみで除熱する場合よりも約20%多くなることがわかった。

報告書

高速炉燃料集合体内非定常多次元熱流動解析へのミキシング係数モデルの適用

西村 元彦; 上出 英樹; 大島 宏之

PNC-TN9410 96-289, 158 Pages, 1996/10

PNC-TN9410-96-289.pdf:5.83MB

高速炉の自然循環による崩壊熱除去時の炉心部においては,集合体間およびサブチャンネル間の流量再配分,集合体間熱移行,炉心プレナム相互作用ならびにインターラッパーフロー等の様々な形態とスケールを持つ現象が複雑に影響を及ぼし合いながら伝熱流動場を形成している。かかる複雑な現象を総括して取り扱う上で,多次元熱流動解析は最も有力な評価ツールである。これまでに動力炉・核燃料開発事業団では,大型炉ブランケット集合体を模擬した61ピン集合体を持つCCTL-CFR,および炉心燃料集合体を模擬した37ピン集合体を備えるPLANDTL-DHXの2種類のナトリウム伝熱流動試験体の実験解析による検証から,集合体間熱移行およびインターラッパーフローによる除熱現象を解析するためのモデル化手法を構築してきた。特に集合体内の解析については,1メッシュに1サブチャンネルを内包するスタガードハーフピンメッシュ分割を用いた多次元解析に,サブチャンネル解析で実績を持つミキシング係数モデルを導入し,定常実験の解析を通して検証を実施した。本研究では,このミキシング係数モデルを熱過渡解析に適用するための改造を実施した。具体的には,ミキシング係数の決定パラメータであるレイノルズ数およびグラスホス数の定義を,これまで用いていたバンドル加熱部平均の値から,局所量に基づく値に変更した。また,自然/共存対流域に発生するthermal plumeによる混合効果は,リチャードソン数に基づく関数を提案・導入し,強制循環時には作用しない定式化とした。さらに,サブチャンネル解析用に開発された工学モデルを多次元解析に適用することから,本解析手法とサブチャンネル解析との比較を実施し,定式化の整合性を確認した。その結果,PLANDTL-DHXの過渡実験解析による検証において,本手法による実験との誤差は,最高温度発生時刻のピーキングファクターに関して1.0%以内であり,計測誤差と同程度以下であった。また,サブチャンネル解析と本解析手法による計算結果は良く一致しており,両者の定式化およびミキシング係数モデルの適用方法が整合していることが証明された。これにより,熱過渡時に大きな集合体間熱移行を伴う燃料集合体を対象とした,ミキシング係数を用いた多次元熱流動解析手法の適用性が確認された。

報告書

高速炉の自然循環崩壊熱除去時のシステム間相互作用に関する試験研究; 炉心及び主冷却系の過渡熱流動現象の解明

桃井 一光; 林 謙二; 西村 元彦; 上出 英樹

PNC-TN9410 96-280, 146 Pages, 1996/10

PNC-TN9410-96-280.pdf:5.8MB

高速炉における自然循環崩壊熱除去時の炉心部では強制循環時とは異なる複雑な熱流動現象が発生する。特に,冷却器を上部プレナム内に浸漬する方式の崩壊熱除去系DRACS(Direct Reactor Auxiliary Cooling System)を採用する場合は,炉内冷却器からの低温ナトリウムが炉心部の集合体間ギャップに潜り込み自然対流するインターラッパーフロー(IWF)現象などが炉心部で発生する。また,一次冷却系と中間熱交換器(IHX)二次系などの冷却系統間の熱的相互作用により一次系自然循環流量が変化する為,炉心部熱流動現象もその影響を受ける。本報では,自然循環時の炉心部熱流動現象に与えるシステム間の相互作用の影響を把握することを目的に,100万kW級大型炉のスクラム過渡から自然循環への過渡現象を模擬したシステム過渡試験を実施した。試験では崩壊熱除去系としてDRACSおよびPRACS(冷却器をIHXの上部に内蔵させる方式:Primary Reactor Auxiliary Cooling System)を模擬できるPLANDTL-DHX試験装置を用い,炉心部熱流動現象に与える崩壊熱除去系およびIHX二次系の運転条件の影響を検討した。DRACSを用いた場合では,一次系自然循環流量に対するDRACS運転および起動遅れの影響は小さく,IHX二次系自然循環による除熱が大きく影響した。IHX二次系自然循環を停止すると,IHX出口の温度上昇と伴に一次系流量は低下し,炉心部の温度が上昇した。また,一部の周辺集合体で逆流が発生した。逆流発生以降,集合体間熱移行およびIWFによる経方向からの冷却効果で炉心部の温度上昇巾が低下した。IHX二次系自然循環を継続した場合は,一次系流量として実機定格の約1%相当が確保された。この時,IWFによる冷却効果,逆流現象は顕著に現れず,一次系流量により炉心が冷却された。すなわち,DRACSを用いた場合には,一次系流量が低下してもIWFを含む炉内自然体流が付加的除熱パスとして機能し,炉心を冷却することが可能である。PRACSを用いた場合では,PRACSの運転条件が一次系自然循環に大きく影響し,IHK二次系の一次系自然循環への影響はDRACSに比べ小さいことがわかった。炉心部ではDRACSを用いた場合に見られるIWFなど径方向からの冷却効果は作用せず,主に一次自然循環流量による熱輸送が支配的となる。

報告書

高速炉の自然循環時集合体間熱移行現象に関する解析手法の開発; CCTLおよびPLAMTDTL試験に基づく検証

上出 英樹; 西村 元彦; 林 謙二; 桃井 一光; 三宅 康洋*

PNC-TN9410 96-268, 79 Pages, 1996/09

PNC-TN9410-96-268.pdf:3.03MB

高速増殖炉の信頼性,安全性をさらに高める上で,スクラム後の崩壊熱除去に自然循環を活用することは大きな効果がある。すなわち,自然循環はポンプ等の動力源を必要とする動的機器に依存しないことから,除熱量が要求を満たせば崩壊熱除去機能の信頼性を高めることができる。自然循環時の炉心部の熱流動現象は,浮力と慣性力が影響しあう混合対流条件下におかれているため,炉心部の最高温度等を評価する上で,浮力の影響を考慮する必要がある。すなわち,集合体内の流量再配分による温度分布の平坦化,炉心部径方向温度分布に伴う集合体間の熱移行,等により強制循環時に比べて炉心内の温度分布は平坦化する。自然循環による崩壊熱除去を実現する上で、このような効果を考慮した炉心部の熱流動現象の評価手法を開発することが重要である。本報告では,自然循環時の集合体間熱移行の影響を含めた集合体内熱流動現象を解析できる手法としてAQUAコードを用い,複数の集合体を一括して解析する手法を開発し,実験解析に適用した結果について述べる。本手法では各集合体についてサブチャンネル毎に1個のコントロールボリュームをx-y-z3次元メッシュ体系の中で割り当てるメッシュ分割方式を採用し,サブチャンネル解析コード用に開発された軸方向流動抵抗などの相関式を直接持ち込んでいる。また,各集合体を独立した計算領域としてメッシュ分割する多領域モデルにより表現し,伝熱構造体モデルにより熱的に結合する。本手法を用いた解析結果を実験と比較することにより,集合体間に熱移行が存在する条件で,これにともなう集合体内の流量配分,再循環流などを合理的に解析できるとともに,集合体内温度分布,最高温度を評価できることを示して,開発した手法の検証を行った。

報告書

高速炉の冷却系に関する総合試験計画; 炉容器および1次冷却系モデルの検討

上出 英樹; 林 謙二; 軍司 稔; 林田 均; 西村 元彦; 飯塚 透; 木村 暢之; 田中 正暁; 仲井 悟; 望月 弘保; et al.

PNC-TN9410 96-279, 51 Pages, 1996/08

PNC-TN9410-96-279.pdf:2.92MB

動力炉・核燃料開発事業団では「原子炉冷却系総合試験」として,高速炉の実用化を目指し,実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし,原子炉容器から蒸気発生器までの1次,2次冷却系,水蒸気系,崩壊熱除去系を総合的に模擬した大型ナトリウム試験を計画している。実証炉の特徴であるトップエントリー配管システム,炉内冷却器を用い自然循環を積極的に活用した崩壊熱除去系,低温流体循環方式の炉容器壁保護系,一体貫流型蒸気発生器,再循環系を用いた崩壊熱除去運転などを含め配管短縮化,機器のコンパクト化,高信頼性崩壊熱除去システムなどについて熱流動上の課題,構造上の課題を設定し,それらを解決できる試験装置として特に原子炉容器ならびに1次冷却系の試験モデルの検討を行った。特に(1)実証炉の熱流動と構造上の課題に対する解決方策としての充足,(2)熱流動上の課題と構造上の課題のバランス,(3)総合試験として系統全体での複合現象,構成機器間の熱流動的および構造的相互作用の模擬を重視して,試験モデル候補概念の創出,予測解析を含む定量的な比較評価,モデルの選定を行った。さらに,選定モデル候補概念を元に,「原子炉冷却系総合試験」全体の試験装置概念を構築した。

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