Development of 1D-CFD coupling method for natural circulation analyses through benchmark analyses of shutdown heat removal tests in EBR-II

吉村 一夫; 堂田 哲広; 田中 正暁; 藤崎 竜也*; 村上 諭*

Annals of Nuclear Energy, 226, p.111896_1 - 111896_11, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111896

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉のプラント設計や安全性向上に資するため、プラント全体応答から局所現象までの一貫した評価を可能とするマルチレベルシミュレーション(MLS)手法の整備を実施している。MLSシステムによる連成手法の妥当性確認のため、1次元プラント動特性解析コードとしてSuper-COPDを、多次元熱流動解析コードとしてFluentを使用した1D-CFD連成解析手法をEBR-IIの自然循環試験に適用した。その結果、プラント全体応答を押さえつつ、上部プレナム,Z型配管やコールドプールの温度成層化現象(多次元熱流動現象)を予測可能であることを確認した。また、実測データとの比較から本手法の自然循環試験への適用性を確認した。

自由液面渦によるガス巻込み現象の評価

伊藤 啓*; 松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*

日本機械学会2025年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2025/09

巻き込まれた気泡によってポンプ等の流体機械の性能低下が引き起こされる可能性があることから、バスタブ渦によって巻き込まれるガスの流量(ガス巻込み流量)の推定が重要となる。本研究では、著者らが提案した旋回環状流モデルに基づくガス巻込み流量の評価モデルの適用性を確認するために、数値解析によって得られた渦の自由表面凹部(ガスコア)周辺の液相流速分布に本評価モデルを適用し、ガス巻込み流量を評価した。その結果、適切な評価領域を設定することで、ガス巻込み流量を評価できる見通しを得た。

Specifications for benchmark analyses of transient thermal-hydraulics in reactor vessel and primary heat transport system during decay heat removal operation

小林 順; 田中 正暁; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

JAEA-Data/Code 2025-009, 74 Pages, 2025/08

JAEA-Data-Code-2025-009.pdf:4.7MB

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から、多様な崩壊熱除去システムの設置が重要となっている。崩壊熱除去システムとして、原子炉容器内に冷却器を設置するDRACS、1次熱輸送系内に冷却器を設置するPRACS、2次熱輸送系内に熱交換器を設置するIRACS、蒸気発生器を用いた除熱、そして原子炉容器の外側から冷却するRVACSが挙げられる。原子炉容器内の上部プレナム部に浸漬させた直接炉内冷却器(D-DHX)を用いたDRACSは、炉心入口流量の確保が要件とはならず、原子炉容器内で冷却過程が完結する利点があるが、炉心部ではD-DHXからの低温ナトリウムが炉心部の集合体間の隙間に潜り込む流れ(IWF)が生じ、炉心-プレナム相互作用と呼ばれる複雑な熱流動現象を考慮することが必要となる。一方、炉心入口流量が確保されるPRACSあるいはIRACSでは、炉心部での複雑な熱流動現象を考慮する必要はないが、プラントの運転条件との関係が重要となる。そこで、崩壊熱除去システムと炉心部、さらにはプラント運転条件との相互作用を考慮したプラント挙動を適切に再現及び予測できる解析手法の構築を目的として、2つの試験条件を対象としてベンチマーク解析を実施することとした。これらの試験は、日本原子力研究開発機構が所有するナトリウム試験装置(PLANDTLDHX)にて、炉心部での集合体間径方向熱移行やIWFを含む炉内自然対流が重要となるDRACS方式と、1次熱輸送系の自然循環流量の確保による熱輸送が重要となるPRACS方式を採用して、定常運転時からのスクラムを模擬したシステム過渡試験である。本報は、ベンチマーク解析の実施にあたり、モデル化に必要となるPLANDTL-DHXの試験体の形状情報(1次熱輸送系のみ)と、計測結果に基づいて、中間熱交換器(IHX)と崩壊熱除去系の各2次熱輸送系入口における流量及び温度変化を解析時の境界条件として記載したものである。

ナトリウム冷却タンク型高速炉のホットプレナム部ガス巻込み評価手法の開発

江連 俊樹; 松下 健太郎; 佐々木 啓介; 田中 正暁

第29回動力・エネルギー技術シンポジウム予稿集(インターネット), 5 Pages, 2025/06

ナトリウム冷却タンク型高速炉の実証炉(以下、実証炉)では、概念設計段階で取り組むべき研究課題の一つとして、炉心上部のホットプレナム部におけるガス巻込みの防止が挙げられている。これに関連して、われわれは、ガス巻込み評価手法(StreamViewer)の開発を進めている。本研究では、実証炉設計でのホットプレナム部ガス巻込み評価へのStreamViewer適用に向けて、評価手法の開発計画をまとめた。さらに、StreamViewerの妥当性確認を目的として実施予定の縮尺水流動試験の検討結果について報告する。

Structural behaviors of lead zirconate titanate-based ferroelectric ceramics during pyroelectric-power generation cycles

川崎 卓郎; 福田 竜生; 山中 暁*; 村山 一郎*; 加藤 孝典*; 馬場 将亮*; 橋本 英樹*; Harjo, S.; 相澤 一也; 田中 裕久*; et al.

Journal of Applied Physics, 137(9), p.094101_1 - 094101_7, 2025/03

https://doi.org/10.1063/5.0243081

Energy harvesting from waste heat can improve energy efficiency in society. This research investigated the structural behaviors of lead zirconate titanate-based ferroelectric ceramics using operando neutron diffraction measurements under the conditions of two energy-harvesting cycles that involve consideration of the temperature changes of automobile exhaust gas for achieving good harvesting efficiencies. Input and output electrical energies and neutron diffraction data were simultaneously collected. The obtained time-resolved neutron-diffraction intensity data indicate that the applied electric fields and temperature changes induced 90 domain rotation and lattice strain. These structural changes and their variations depending on cycle conditions, such as temperature changes, applied electric fields, and circuit switching, provide insight into the origins of the differences in the behaviors of electrical input/output energies in the cycles.

Development of a coarse-mesh subchannel CFD model for prediction of core thermal-hydraulics in natural circulation conditions

浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁

Nuclear Engineering and Design, 432, p.113738_1 - 113738_12, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113738

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化のため、浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)による自然循環崩壊熱除去システムの開発を進めている。D-DHXを用いた場合、炉心と炉上部プレナム間の相互作用(炉心-プレナム相互作用)が生じるため、炉容器全体を一括して取り扱う多次元熱流動評価手法(RV-CFD)の構築が必要となる。本研究では、実炉解析に向けて、集合体のモデル化に着目し、解析精度を確保しながら、計算負荷低減が可能なサブチャンネルを複数個合わせた疎メッシュサブチャンネルCFDモデルを開発し、RV-CFDの炉心部に適用した。PLANDTL-1試験解析の結果、自然循環時における炉心-プレナム相互作用を精度よく評価できることを確認した。

Development of core design optimization process; Feasibility study of multivariable optimization via integrated sequential analyses of neutronics, thermal-hydraulics, and fuel integrity evaluation

桑垣 一紀; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 堂田 哲広; 田中 正暁

Annals of Nuclear Energy, 225, p.111754_1 - 111754_10, 2025/01

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111754

The Japan Atomic Energy Agency has been developing an innovative design approach for advanced reactors such as fast reactors, known as Advanced Reactor Knowledge- and AI-aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle (ARKADIA). One task of ARKADIA is to establish a core design optimization process to automatically identify optimal core and fuel design parameters by combining an optimization method and integrated sequential analyses of neutronics, thermal-hydraulics, and fuel integrity evaluations as well as plant dynamics analysis. The optimization process has been developed in stages. In a previous study, the optimal solution consistent with the reference solution was obtained in a simple two-variable optimization problem by focusing only on neutronics. Herein, the optimization process was extended to multivariable optimization, including other analyses. In particular, an integrated sequential analysis system was developed to evaluate thermal-hydraulics and fuel integrity as well as neutronics in the core. The number of core design variables was increased from two to four. The extended optimization process was applied to two problems of three- and four-variable optimization with multiple constraints. In the three-variable problem, the validity of optimization calculation was shown by the optimal solution matched to the reference solution. In the four-variable problem, the solution satisfied all the defined constraints. These results confirmed the feasibility of the core design optimization process combined with integrated analyses up to four variables.

Development of VVUQ method for ensuring credibility of plant dynamics analysis results based on statistical approach

浜瀬 枝里菜; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 田中 正暁

Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 10 Pages, 2024/11

高速炉の設計及び安全評価のため、高速炉プラント動特性コードSuper-COPDを整備している。本解析コードを用いた解析結果の信頼性確保のため、検証と妥当性確認及び不確かさ定量化(VVUQ)が必要となる。本研究では、VVUQ手法整備を目的に、FFTFスクラム不作動流量喪失試験を対象に、入力パラメータの不確かさ伝播解析を行い、妥当性確認のプロセスを検討した。また、感度解析の方法について検討を行った。その結果、解析結果の不確かさが定量化され、統計的手法の適用性を確認することができるとともに、Sobol'法を用いた感度解析により、改良を優先すべきモデルについて特定することができた。

Validation study on SFR core bowing codes using Joyo ex-core experiment data; Single duct bowing benchmark

大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; Wozniak, N.*; Shemon, E.*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の単体ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単体ダクトの水平変位の軸方向分布とダクトパッド部の接触荷重を合理的に予測できることがわかった。

移流渦を伴うガス巻込み水流動試験解析へのAMR法の適用

松下 健太郎; 江連 俊樹; 藤崎 竜也*; 今井 康友*; 田中 正暁

日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09

ナトリウム冷却高速炉の炉上部プレナム部設計に向けて、自由表面渦によるガス巻込み現象の評価手法が開発されている。この評価手法では、評価対象領域における三次元流動解析から得られた流速場に渦モデルを適用することによって渦のくぼみを予測する。本研究では、解析メッシュを自動的に作成することを目的に、移流渦を伴う矩形流路におけるガス巻込み水試験を対象にAdaptive Mesh Refinement(AMR)法の適用を検討した。AMR法を適用する初期メッシュのサイズをパラメーターとして変更して、AMR法を適用して得られた解析メッシュを用いて過渡解析を実施した。その後、リファレンスとなる一様詳細メッシュでの過渡解析結果と、渦形成に関連する物理量と計算にかかる負荷について比較した。その結果、メッシュ数の変化がAMR法による詳細化の終了判定の指標にできる見通しが得られ、AMR法の適用によって過渡解析にかかる計算負荷を低減可能であることが確認された。