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論文

Development of 1D-CFD coupling method through benchmark analyses of SHRT tests in EBR-II

吉村 一夫; 堂田 哲広; 田中 正暁; 藤崎 竜也*; 村上 諭*; Vilim, R. B.*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉の設計最適化や安全強化のため、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)システムを構築している。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。

論文

Validation of evaluation method of feedback reactivity for plant dynamics analysis code during unprotected loss of heat sink event in sodium-cooled fast reactors

吉村 一夫; 堂田 哲広; 田中 正暁; 山野 秀将; 井川 健一*

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 8 Pages, 2021/08

プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれたフィードバック反応度評価手法の妥当性確認のため、米国高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R, BOP-301試験)のベンチマーク解析を実施した。炉心入口温度及び原子炉出力の実測データと解析結果の比較から、Super-COPDのフィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。

論文

Studies of fast-ion transport induced by energetic particle modes using fast-particle diagnostics with high time resolution in CHS

磯部 光孝*; 東井 和夫*; 松下 啓行*; 後藤 和幸*; 鈴木 千尋*; 永岡 賢一*; 中島 徳嘉*; 山本 聡*; 村上 定義*; 清水 昭博*; et al.

Nuclear Fusion, 46(10), p.S918 - S925, 2006/10

 被引用回数:28 パーセンタイル:67.97(Physics, Fluids & Plasmas)

将来の核融合炉におけるアルファ粒子等の高速イオンによるMHD不安定性の励起とそれに伴うアルファ粒子の異常損失の危惧から、近年、高速粒子モード(EPM)やTAEモードといったMHD不安定性と高速イオンとの相互作用、並びにその結果生ずる高速イオン輸送・損失に関する研究が重要視されるようになってきている。核融合科学研究所のCompact Helical System(CHS)では、シンチレータを利用した高速イオンプローブ,高速中性粒子分析器、並びに多チャンネルHalpha光計測システム等を駆使して上記を研究対象とした実験を進めている。最近の研究から、中性粒子ビーム(NB)加熱プラズマにおいて発生するバースト的EPMモード(m/n=3/2)により、入射エネルギー近傍のエネルギーを持つ高速イオンのみが大半径方向外側へ排出されていることがわかった。磁場揺動レベルが最大に達した頃に高速イオンの排出が始まり、磁場揺動の周波数は、排出が始まると同時にダウンシフトを示す。高速イオン排出が収まるのとほぼ同時に磁場揺動も収まり、これらの観測結果は、このモードは入射エネルギー近傍の高速ビームイオンによりいわば共鳴的に励起されていることを示唆している。また、TAEモードについては、2機のNBを低密度プラズマに接線co-入射した場合に、顕著な高速イオンの排出が確認された。

口頭

高速炉の除熱機能喪失防止に関する検討,4; 代替崩壊熱除去の有効性

吉村 一夫; 相澤 康介; 市川 健太; 森 健郎; 山田 文昭

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の設計基準事故を超える除熱機能喪失を確実に防止するため、主冷却系自然循環又は原子炉容器液位確保策に失敗した場合にも炉心冷却に対応できる独立の対策として、代替崩壊熱除去手段について検討し、プラント動特性解析により炉心冷却性の観点から有効である見通しを得た。

口頭

高速炉の除熱機能喪失防止に関する検討,3; 原子炉容器液位確保対策の有効性

松井 一晃; 吉村 一夫; 相澤 康介; 市川 健太; 山田 文昭

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の設計基準事故を超える除熱機能喪失の一つとして、2箇所の1次冷却材漏えいに起因した原子炉容器(RV)液位低下による主冷却系循環流路の途絶に対し、RV液位計算を実施し、RVへの冷却材補給及び破損孔とRVの隔離を目的とした液位確保対策が有効である見通しを得た。

口頭

Evaluation of double leakage at primary heat transport systems of Monju with passive safety features

吉村 一夫; 池田 真輝典; 江沼 康弘; 相澤 康介

no journal, , 

DECに対する最適評価手法としてもんじゅの受動的安全特性を考慮して1次主冷却系2箇所漏えい評価を行った。原子炉容器液位低下に伴うカバーガス圧力減少により漏えいナトリウム総量が緩和される(負圧効果)。この負圧効果を考慮することにより、1次主冷却系2箇所漏えい時にも崩壊熱除去に必要な原子炉容器液位を保持できる見通しを得た。

口頭

「もんじゅ」の廃止措置段階における安全性について,2; 燃料健全性に関わる保守的評価

森 健郎; 素都 益武; 今泉 悠也; 吉村 一夫; 深野 義隆

no journal, , 

廃止措置段階における熱的影響評価として燃料健全性を評価した。本報では、廃止措置段階での燃料の取扱いについて整理し、炉心、炉外燃料貯蔵槽、燃料池及び燃料集合体の移送中の各段階における燃料健全性に関わる保守的評価の結果を示す。

口頭

高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討,7; 運転停止中の重要事故シーケンスの選定

西野 裕之; 栗坂 健一; 吉村 一夫; 西村 正弘; 深野 義隆

no journal, , 

高速炉の特徴、運転後の燃料交換時期を考慮して展開したイベントツリーから燃料損傷に至る事故シーケンスを抽出するとともに燃料損傷防止対策を抽出し、防止対策の余裕時間、及び必要な設備容量等を検討し、事故シーケンスを代表する重要事故シーケンスを選定した。

口頭

高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討,8; 運転停止中の燃料損傷防止対策の有効性評価

西村 正弘; 吉村 一夫; 谷中 裕; 山田 文昭; 森 健郎; 西野 裕之; 深野 義隆

no journal, , 

高速炉における特徴等を踏まえ、前報で原子炉運転停止時の「反応度の誤投入」「原子炉容器液位確保機能喪失」「崩壊熱除去機能喪失」「全交流電源喪失」の重要事故シーケンスが選定された。本報告では、これらの重要事故シーケンスについて、選定された燃料損傷防止対策の有効性を評価した。

口頭

CFD analysis of thermal stratification in core upper plenum and Z-shaped pipe of EBR-II for Shutdown Heat Removal Test-17

吉村 一夫; 堂田 哲広; 大木 裕*; 藤崎 竜也*; 田中 正暁; Vilim, R. B.*

no journal, , 

米国高速実験炉EBR-IIの自然循環崩壊熱除去試験時における炉上部プレナム内及びZ型配管内の熱流動挙動を調べるため、商用CFDコードを用い、定格運転状態から自然循環へ移行する300秒間を解析した。炉上部プレナム内で測定された軸方向温度分布データと解析結果との比較により、温度成層化現象の発生が予測できた。下流のZ型配管スロープ部には、炉上部プレナム内上部にたまった高温ナトリウムが先行して流入し、温度成層化がプラント全体の自然循環力に影響を与えていることを確認した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉を対象としたマルチレベルシミュレーションシステムの整備; 1D-CFD連成解析手法の高速実験炉EBR-IIのULOF模擬試験への適用

吉村 一夫; 堂田 哲広; 藤崎 竜也*; 村上 諭*; 田中 正暁

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の様々な熱流動関連課題に対して、プラント動特性解析(1D)と多次元熱流動解析(CFD)を連成させた1D-CFD連成解析によりプラント挙動から局所現象までを一貫して扱うことを可能とするマルチレベルシミュレーションシステムの整備を進めている。1D-CFD連成解析手法の妥当性確認として、米国高速実験炉EBR-IIのULOF模擬試験に適用して解析を実施し、実機スケールの熱流動現象に対して、プラント全体の応答を押さえつつ、炉上部プレナム部内の局所的な多次元熱流動挙動を詳細に把握することが可能であることを確認した。また、計測結果との比較からその再現性について確認した。

口頭

米国高速実験炉EBR-IIのULOHS模擬試験におけるコールドプール内温度成層化現象の多次元熱流動解析

吉村 一夫; 堂田 哲広; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 田中 正暁

no journal, , 

米国高速実験炉EBR-IIの炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験では、中間熱交換器(IHX)から1次主循環ポンプまでのコールドプール内で発生する温度成層化がプラント挙動に影響することが分かっている。コールドプールの1次元モデルを構築するため、まずは温度成層化現象の把握を目的として、コールドプール内の多次元熱流動解析を実施し、測定結果との比較を行った。温度成層化の再現には、IHX出口からの流出挙動、各機器からコールドプールへの漏れ流量、コールドプールから体系外への放熱を考慮する必要があることを確認した。

口頭

米国高速実験炉EBR-IIでのULOHS模擬試験を対象としたプラント動特性解析コードの炉心変形反応度モデル高度化検討

吉村 一夫; 堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 田中 正暁

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉では、炉心入口温度の上昇による炉心支持板熱膨張に伴うフィードバック反応度により原子炉出力が低下する固有安全を有しており、その影響を精度良く把握することは、高い安全性を有する炉心の構築に必要となる。本報では、EBR-IIにて実施された炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験を対象に、CFD単体解析で明らかにしたコールドプールの温度成層化を考慮したプラント動特性解析を行うため、コールドプールをCFD領域とした1D-CFD連成解析を実施し、炉心入口温度上昇評価を適正化した。さらに、炉心変形反応度モデルの高度化に資するため、炉心湾曲反応度の簡易モデルを取り込んだ感度解析を実施した。

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