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田中 正暁; 堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 森 健郎; 吉村 一夫; 吉川 龍志; 菊地 紀宏; 松下 健太郎; 持永 祥汰; 江連 俊樹
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR26) (Internet), 9 Pages, 2026/05
本報では、ナトリウム冷却高速炉実証炉の概念設計における熱流動課題(関連課題含む)の評価に対し、原子力機構がこれまでのナトリウム冷却高速炉の開発を通じて蓄積した解析評価技術及び知見・ノウハウ等を集約して整備を進めてきた統合評価手法「ARKADIA」の解析評価技術基盤を活用した評価支援計画について報告する。さらに、ARKADIAの機能拡張として、プラント全系連成解析モデルによる解析を例題として示しながら、SFRライフサイクルを対象に、デジタルツインの導入によるモデルベース開発が実現可能となるフレームワークを示す。
吉川 龍志; 今井 康友*; 田中 正暁
JAEA-Research 2025-015, 100 Pages, 2026/03
JAEA-Research-2025-015.pdf:6.94MB
日本原子力研究開発機構(原子力機構)では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)直管型2重伝熱管蒸気発生器(SG)内の伝熱流動現象を解析するための計算コードとして、TSG (Three-dimensional Thermal-hydraulics Analysis Code for Steam Generators)を開発した。TSGコードは、直管型2重伝熱管を有するSG内において、伝熱管外のナトリウム側の3次元熱流動解析と伝熱管内の水側マルチチャンネル解析を連成させたSG伝熱流動解析システムである。ナトリウム側3次元解析は、汎用計算流体力学(CFD)コードFLUENTによるポーラスボディ解析モデルを採用した解析モジュールとしている。水側はドリフトフラックスモデルを採用して伝熱管(チャンネル)内の沸騰2相流動現象を解析することができる内作の解析モジュールとしている。これらの2つの解析モジュールを連成させ、時々刻々と変化する伝熱管壁を介した熱交換を計算することができ、SG全体の伝熱流動特性を評価することができる。本報告では、TSGコードについて、ナトリウム側と水側解析モジュールの連成解析手法を説明するとともに、解析コードの妥当性確認の一環として実施した原子力機構における1MW2重管SG試験装置(1MW-SG試験)での静特性試験を対象とした試験解析結果について報告する。また、実用炉の直管型SGのうち、伝熱管10本をプラグさせた場合の伝熱管温度偏差評価結果及びナトリウム出入口プレナム部を含む大型直管型SG全系を対象とした伝熱管プラグを含む条件での3次元温度分布と構造健全性評価結果について報告する。また、1MW-SG試験での流動安定性試験を対象に、流動安定性解析への適用性を確認した結果についても付録にて紹介する。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
JAEA-Data/Code 2025-018, 96 Pages, 2026/03
JAEA-Data-Code-2025-018.pdf:5.54MB
日本原子力研究開発機構では、ナトリウム冷却高速炉(高速炉)の燃料集合体内の詳細な熱流動評価を目的として、有限要素法による詳細熱流動解析コードSPIRALの整備を進めている。高速炉での特長的なワイヤスペーサ型燃料集合体では、計算に利用する計算格子(要素)の品質が予測精度に大きく影響するため、燃料集合体ピンバンドル領域に高品質の要素を配置することが数値解析を実行する上で重要な課題となる。複雑な燃料集合体領域の要素分割を行う手段としては、燃料集合体形状をCADデータで再現した上で市販されている汎用の計算格子生成プログラム(メッシャー)を利用することが考えられるが、極めて煩雑な作業となる。そこで、高品質の要素分割を効率的に配置するため、燃料集合体の幾何形状(設計情報)と要素分割を設定するパラメーターを入力条件として、燃料集合体領域の要素分割を自動で実行するメッシャーを開発した。本報では、このメッシャーの各種要素分割モデルの詳細とその利用法について詳説する。本メッシャーでは、複雑形状となる燃料集合体領域に対して、計算格子を規則的に配置するためマルチブロック法による領域分割を行った上で、それぞれのブロック領域で曲線座標系による境界適合格子を生成し、最終的に統合して一つの燃料集合体体系とする要素分割法を採用した。また、隣接するブロック領域間での要素の連続性を維持するため、六面体(Hexa)要素とプリズム状の(Prism)要素を併用する要素配置とした。以上の六角形断面のラッパ管で囲まれた燃料集合体に対する基本的な要素分割機能に加え、溶融燃料の排出を促進するため燃料集合体内部にダクトを設けた変則的な燃料集合体に対する要素分割も可能である。本メッシャーの開発によって、様々な条件における複雑な燃料集合体領域の要素分割を正確かつ効率的に実行することが可能となった。
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-モデルの導入と妥当性確認菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
JAEA-Data/Code 2025-017, 133 Pages, 2026/03
JAEA-Data-Code-2025-017.pdf:3.9MB
ナトリウム冷却高速炉(高速炉)の炉心設計では、定格運転時(高流量条件)から、崩壊熱除去運転時(低流量条件)までの広範囲にわたる運転条件において、炉心の構成要素である燃料集合体が健全であることを確認する必要がある。そこで、燃料集合体内の流速及び温度分布等を詳細に評価するため、複雑形状を詳細に模擬できる有限要素法を用いた燃料集合体内詳細熱流動解析コードSPIRAL の整備を進めてきた。前報までに、等温条件での燃料集合体内流動に対する解析機能と速度場乱流モデルを導入した。その後、燃料集合体内の温度分布を評価するために必要な乱流熱伝達(温度場乱流)モデルを組み込み、主に高流量条件における試験解析を通じて妥当性確認を実施してきた。燃料集合体内の熱流動は、運転条件によって層流から乱流まで幅広く変化し、また、燃料集合体内の局所的なRe 数は燃料要素にらせん状に巻かれているワイヤスペーサ等の影響によって幅広い値を示す。このため、これまでに整備してきた標準型や低Re 数型k-/k-モデルでは、層流-乱流間の遷移領域における熱流動現象の再現が難しいことが示されていた。そこで、これらの遷移領域を含む幅広いRe 数範囲での熱流動場を再現するため、標準型k-/k-モデルに低Re 数型k-/k-モデルの長所を組み合わせたHybrid 型k-/k-モデルを整備することとした。本報では、基礎方程式、Hybrid 型k-/k-モデルを含む各種乱流モデルから導かれる構成方程式、それらの有限要素法による定式化とその数値計算上での取り扱い及び有限要素法に特化した境界条件の取り扱いについて記述するとともに、圧力損失及び温度分布の予測に関するHybrid 型k-/k-モデルの妥当性確認として実施した解析結果を報告する。
菊地 紀宏; 吉川 龍志; 田中 正暁
Proceedings of 32nd International Conference on Nuclear Engineering, Vol.15 (Internet), p.647 - 659, 2026/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉(SFR)の燃料集合体の安全設計では、信頼性の高い燃料集合体内の熱流動評価が必要である。原子力機構では、燃料集合体内の熱流動を評価するためサブチャンネル解析コードASFREを開発してきた。そのコードの信頼性を確認するため、AESJやASMEの標準に従いV&Vを実施する必要がある。本研究では、これまでに実施してきたValidationが十分か系統的に確認するために、まず現象の重要度ランク表を作成し、妥当性確認において着目する重要度が高い現象を抽出した。次に、妥当性確認の充足性を確認するために、妥当性確認マトリックスを作成し、集合体内の重要現象を解くためのコードの必須モデルと妥当性確認に必要な実験を整理した。
吉川 龍志; 菊地 紀宏; 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安全性強化方策である自然循環崩壊熱除去の採用にあたり、燃料集合体内における混合対流条件での圧力損失に対する浮力の影響を評価する必要がある。本報では、燃料集合体熱流動詳細解析コードSPIRALのHybrid型乱流モデルの妥当性確認として、低流量混合対流条件下での19本及び91本模擬燃料棒集合体水試験を対象に熱流動解析を実施し、浮力による集合体内の流速分布と温度分布への影響分析と、摩擦損失係数の比較によるHybrid型乱流モデルの圧力損失評価への適用性検討結果を報告する。
吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 大島 宏之
Nuclear Technology, 210(5), p.814 - 835, 2024/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉安全性強化研究では、燃料ピンの構造健全性を評価するために各種運転条件下におけるワイヤスペーサ型燃料集合体内熱流動特性の解明が重要である。そこで有限要素法による集合体詳細熱流動解析コードSPIRALが開発されている。本研究では、SPIRALにおける壁近傍低Re数効果を考慮したハイブリッド型乱流モデルの妥当性を確認するために、層流-乱流遷移条件及び乱流条件を含む異なるRe数条件下の37本ピンバンドルナトリウム実験の再現解析を実施した。SPIRALによる予測された温度分布はナトリウム実験で測定され温度と一致した。以上によって、SPIRALにおけるハイブリッド型乱流モデルの広範囲Re数条件下ナトリウム冷却集合体熱流動評価への適用性を確認した。
堂田 哲広; 加藤 慎也; 浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 菊地 紀宏; 大釜 和也; 吉村 一夫; 吉川 龍志; 横山 賢治; 上羽 智之; et al.
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.946 - 959, 2023/08
安全かつ経済的で持続可能な先進的原子炉を実現するために革新的設計システム(ARKADIA)を開発している。本論文では、ARKADIAの一部である設計研究のためのARKADIA-Designに着目し、炉心設計の数値解析手法の妥当性確認について紹介する。ARKADIA-Designでは、炉物理、熱流動、炉心構造、燃料ピン挙動の解析コードを組み合わせたマルチフィジックス解析により、ナトリウム冷却高速炉の炉心性能を解析する。これらの解析の妥当性を確認するため、実験データ及び信頼できる数値解析結果を選定し、検証マトリックスを作成する。解析コードのモデル及び検証マトリクスの代表的な確認解析について説明する。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(3), p.031401_1 - 031401_11, 2023/07
原子力機構では先進ナトリウム冷却高速炉の設計研究において、安全性向上のためにFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用を検討している。内部ダクトによって燃料棒の配置が非対称となるため、FAIDUSの成立性を確認するために冷却材温度分布を推定する必要がある。モックアップ試験によるFAIDUS内の熱流動に関するリファレンスデータはまだ取得されておらず、サブチャンネル解析コードASFREによる計算結果の妥当性確認は不十分であった。そこで、CFDコードSPIRALの計算結果とコード間比較を実施した。ASFREとSPIRALによる計算結果の間に内部ダクト周辺に現れる特徴的な温度及び速度分布のメカニズムの整合性を確認することによって、ASFREの適用性が示された。
吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
ナトリウム冷却高速炉安全性強化研究では、自然循環による崩壊熱除去時の炉心安全性を評価するために低流量条件下における燃料集合体内熱流動特性の解明が重要である。そこで集合体詳細熱流動解析コードSPIRALが開発されている。本研究では、SPIRALの妥当性を確認するために、集合体外側からの冷却を伴う混合対流及び自然対流条件下の91本ピンバンドルナトリウム実験の再現解析を実施した。SPIRALによる予測された温度分布はナトリウム実験で測定された温度と一致した。以上によって、集合体外側からの冷却を伴う混合対流及び自然対流条件下での大型燃料集合体体系におけるSPIRALの妥当性を確認した。
nard convection using new developed mist models大平 博昭*; 田中 正暁; 吉川 龍志; 江連 俊樹
Annals of Nuclear Energy, 172, p.109075_1 - 109075_10, 2022/07
被引用回数：1 パーセンタイル：9.95(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉(SFR)のカバーガス領域におけるミスト挙動を高精度で評価するため、混合気体のレイリー・ベナール対流(RBC)に対する乱流モデルを選定するとともに、ミストに対するレイノルズ平均数密度とミストの運動量方程式を開発し、OpenFOAMコードに組み込んだ。最初に、単純な並列チャネルのRBCを、Favre平均k-
SSTモデルを使用して計算した。その結果、平均温度と流量特性はDNS, LES、および実験の結果とよく一致した。次に、本乱流モデルと新しく開発したミストモデルを用いて、SFRのカバーガス領域を模擬した熱伝達試験装置を計算した。その結果、計算された高さ方向の平均温度分布とミスト質量濃度が試験結果とよく一致した。本研究により、SFRのカバーガス領域において乱流RBC環境でのミスト挙動を高精度にシミュレートできる手法を開発した。
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
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。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 8 Pages, 2021/08
原子力機構では先進ナトリウム冷却高速炉の設計研究において、安全性向上のためにFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用を検討している。内部ダクトによって燃料棒の配置が非対称となるため、FAIDUSの成立性を確認するために温度分布を推定する必要がある。モックアップ試験によるFAIDUS内の熱流動に関するリファレンスデータはまだ取得されておらず、サブチャンネル解析コードASFREによる計算結果の妥当性確認は不十分であった。そこで、CFDコードSPIRALの計算結果とコード間比較を実施した。ASFREとSPIRALによる計算結果の間に内部ダクト周辺に現れる特徴的な温度及び速度分布のメカニズムの整合性を確認することによって、ASFREの適用性が示された。
吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.73 - 80, 2020/10
有限要素法による流体解析コードSPIRALについて、乱流モデルとして層流から乱流領域まで伝熱流動特性を良好に再現できるHybrid型k-eモデルを採用した場合の低流量条件下における大型燃料集合体ナトリウム試験(GR91試験)の再現解析を実施し、高速炉燃料集合体への妥当性を確認した。解析の結果、流速に関して発熱上端付近において浮力の影響によって集合体中心領域が高流速となる結果が得られ、温度に関して試験計測温度との比較では解析は試験の傾向を良好に再現することを示した。以上によって、SPIRALコードの低流量条件下における集合体熱流動評価への適用性を確認した。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大島 宏之
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(2), p.021001_1 - 021001_12, 2019/04
原子力機構では、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計検討における炉心損傷事故に対する安全対策の一つとしてFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用が検討されている。本研究では、サブチャンネル解析コード(ASFRE)を用いFAIDUS内の熱流動特性について調べた。FAIDUSの解析を実施する前に、模擬燃料集合体試験を対象として解析を行いASFREの妥当性を確認した。大型炉の内部ダクトのない典型的な燃料集合体と内部ダクトを有するFAIDUSを対象に高流量および低流量条件下での熱流動解析を実施し、FAIDUS内の温度分布について、内部ダクトのない燃料集合体と同様に顕著な非対称性が生じないことを示した。
菊地 紀宏; 堂田 哲広; 橋本 昭彦*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06
高速炉の安全性強化の観点から、循環ポンプ等の動的機器を必要としない自然循環冷却が期待されている。自然循環時の炉心流量は定格運転時の2から3%程度となり、隣接する燃料集合体間の径方向熱移行や浮力による炉心内流量再配分が、炉心全体及び燃料集合体内の温度分布に与える影響が相対的に強くなる。自然循環時の燃料集合体内温度分布評価では、この燃料集合間熱移行の考慮が重要となる。本研究では、燃料集合体内熱流動解析と連成させた炉心全体の熱流動解析評価手法整備の前段階として、低流量かつ径方向熱移行量が大きい条件での燃料集合体内熱流動に対するサブチャンネル解析コードASFREの妥当性確認を目的に、隣接集合体間の径方向熱移行が発生する条件で実施されたナトリウム試験を対象とした試験解析を実施した。計測結果との比較により、これまで集合体単体を対象に整備を進めてきたASFREの既存物理モデルである、圧力損失を評価するDistributed Resistance Model及び集合体内の乱流混合を評価するTodreas-Turi Modelの径方向熱移行現象評価への適用性及び解析結果の妥当性確認を行った。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
日本機械学会関東支部茨城講演会2017講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2017/08
ナトリウム冷却高速炉システムの安全性強化に係る概念構築の一環として、シビアアクシデント時に炉心が溶融する遷移過程において早期に溶融燃料を炉心部から排出し、炉心部での再臨界を排除するため、燃料集合体内に内部ダクトを有する燃料集合体(FAIDUS)の採用を検討している。この内部ダクトの存在により冷却材の偏流や温度分布の非対称性が生じることが懸念されることから、原子力機構で開発してきた高速炉燃料集合体内熱流動解析コードSPIRALを用い、FAIDUS内の熱流動特性を詳細に確認することとした。先進型ナトリウム冷却大型高速炉の定格条件(暫定条件)を境界条件とするFAIDUSの熱流動解析を実施した結果、従来の正六角管型集合体の熱流動特性と同様な傾向を示し、特異な温度分布を示さないことを確認した。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大島 宏之
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 12 Pages, 2017/07
先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計検討において、高速炉の安全性向上のための方策の一つとしてFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用が検討されている。FAIDUSの設計実現性を確認するため、種々の運転条件下における熱流動評価が必要であり、本研究では、模擬燃料集合体を用いた試験を対象とした数値解析を通じ燃料集合体へのASFREコードの適用性を確認した後、内部ダクトのない燃料集合体とFAIDUSの熱流動解析を実施した。得られた結果からFAIDUS内に非対称な温度分布が生じず、FAIDUSの温度分布特性は内部ダクトのない燃料集合体と同様であることがわかった。特に、低流量条件において、浮力による局所的な流れの促進が流量再配分をもたらし、その影響により平坦な温度分布が形成されるとの知見を得た。
吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之; 今井 康友*
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10
高速炉直管型蒸気発生器の熱流動設計や安全性評価への適用を目的として、ナトリウム側-水側連成解析コードTSGの開発を進めている。CFDコードによるポーラスモデルを用いて伝熱管群における3次元熱流動解析を行うナトリウム側解析モジュールを整備し、マルチチャンネルモデルで伝熱管内二相流解析を行う水側解析モジュールを開発した。各モデルの再現性及び連成解析機能についての総合機能確認の一環として、実機SGと同じナトリウム加熱による2重管SG小型モデル試験を対象に検証解析を行った。複数の静特性試験ケースを対象に、試験で計測されたナトリウム側温度分布及び水側出口蒸気温度についてナトリウム側-水側連成解析による解析結果と比較した結果の妥当性を確認した。
吉川 龍志; 大島 宏之; 田中 正暁; 今井 康友*
JAEA-Data/Code 2014-034, 84 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-034.pdf:2.35MB
高速炉直管型2重伝熱管蒸気発生器の熱流動解析コードTSG(Three-dimensional Thermal-hydraulics Analysis Code for Steam Generators)を開発している。TSGコードは、直管型SGナトリウム側3次元解析と水側マルチチャンネル解析を連成したSG熱流動解析システムである。ナトリウム側は汎用CFDコードFluentによるポーラスボディ解析モデルを採用して3次元流れ場を解析する。水側の自作モジュールはドリフトフラックスモデルを採用して全チャンネルの二相流動を解析する。伝熱管を介した熱交換を通信することでナトリウム側と水側をカップリングしSG熱流動性能を評価する。本報告書は、TSGの水側モジュールの使用説明書として、同モジュールで扱われる計算モデル,インプット,アウトプットについて取りまとめたものである。
