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吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/11
A windowless target is currently developed within EUROTRANS. The target couples an Accelerator Driven Systems (ADS) to a subcritical reactor core. In the windowless target, heavy liquid metal is flowing downwards through a concentric feeder surrounding the beam tube and forms a conical free surface. Then, to design the windowless target, a numerical simulation method for this free surface is required. In this paper, as a first step of development of the numerical simulation method for free surface in the windowless target, the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed in JAEA is applied to steam-water experiments that modeled the windowless target. In the results, TPFIT could simulate complicated two-phase flow structure in the windowless target. In addition, recirculation at the center of the free surface was reproduced very well by the present numerical simulation.
細井 秀章*; 吉田 啓之
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/11
In the Japan Atomic Energy Agency, an advanced two-fluid model has been developed for analytical procedure for nuclear reactor systems. In the model, an interface tracking method is combined with the two-fluid model to predict large interface structure behavior accurately. The turbulent dispersion force term is one of the most important constitutive equations for the advanced two-fluid model. Then, in this study, we proposed a new turbulent dispersion force term model based on the analogy of Brownian motion. The turbulent kinetic energy and bubble-induced kinetic energy are considered to evaluate the driving force in the turbulent diffusion of small bubbles. The advanced two-fluid model and the model for turbulent diffusion term were incorporated to the 3-dimensional two-fluid model code ACE-3D, and verification analyses were performed with the air-water two-phase flow experimental data in vertical pipes with diameters of 200 mm and 38 mm. From these results, the qualitative phenomena could be expressed and the model constants including suggested model were selected.
上出 英樹; 小林 順; 小野 綾子; 木村 暢之; 宮越 博幸; 渡辺 収*
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/11
大型ナトリウム冷却高速炉の実用化を目指し、完全自然循環方式の崩壊熱除去システムに関する研究開発を進めている。本報告では、これまでに設計例の少ない中間熱交換器に挿入する形式の崩壊熱除去用冷却器(PRACS熱交換器)の伝熱特性並びに1次冷却系と崩壊熱除去系の自然循環に関するナトリウム試験を実施した結果を示す。試験では、PRACS熱交換器の熱伝達率を求めるとともに、すべての系統が自然循環となる崩壊熱除去系の2次側ナトリウム系統、空気冷却器空気側の待機運転から起動時のスムーズな自然循環流量の立ち上がりを確認した。
江連 俊樹; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/11
液中渦によるキャビテーションに対して流体の粘性の違いが与える影響を調査するため、円筒容器体系での基礎的な水試験を実施した。水温を10
Cから80Cの範囲で変化させることで、動粘性係数(
)を1.3
10
から3.710
m
/sの範囲で変化させ、粘性の影響を調査した。液中渦によるキャビテーション発生は、CMOSカメラにより撮影したデジタル画像を画像処理することにより検出した。そのうえで、の異なる条件下での、液中渦の発生状況を発生率とキャビテーション係数との関係により整理した。実験の結果、の影響はが大きい条件下では顕著であるものの、が減少するにつれ、影響が小さくなることがわかった。
豊岡 淳一; 神山 健司; 小西 賢介*; 飛田 吉春; 佐藤 一憲
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/11
FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。EAGLE-1プログラムでのIGRを用いた炉内試験から得られたデータを元に、溶融物質の構造材壁への伝熱特性を評価し、SIMMERコードの適用性について検討を行った。その結果、熱伝導解析コードTAC2Dによる評価では構造材壁への熱流束は約10MW/mと見積もられた。また、熱流束の値は溶融物中にスティールが存在するか否かによって決まることがわかった。一方、SIMMERコードを用いた評価では高熱流束を模擬できず過小評価してしまうため、このような現象の評価には溶融物質と構造材壁の間の熱伝達係数を3
5倍することが必要であることがわかった。これら一連の評価によりSIMMERコードのモデル改良の必要性が示された。
小野 綾子; 木村 暢之; 上出 英樹; 飛田 昭
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/11
アドバンスドループ型高速炉は、ループ数を削減するため、従来炉よりも一次冷却系配管の口径が大型化し管内流速も増加する設計となるため、エルボ部での流れの偏りに起因する流力振動の発生が懸念されている。本研究では、実機1/8縮尺のショートエルボとロングエルボを用いて、PIV速度計測試験と圧力変動測定を行った。試験流体は水である。Re数34から54万の範囲においてショートエルボとロングエルボ内での非定常的な流動構造と、流動変動に起因するエルボ腹側壁面の圧力変動特性を明らかにした。
山野 秀将; 飛田 吉春; 佐藤 一憲
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/11
As part of the development of a Level 2 probabilistic safety assessment methodology for the risk evaluation of sodium-cooled fast reactors, technical database was developed to quantify the probability of event sequences, focusing on the transition and post-disassembly expansion phases in an unprotected loss of flow accident in this study. Dominant factors were also identified through parametric analyses using the SIMMER-III code. As for the transition phase, in Japan sodium-cooled fast reactor, an inner duct is introduced into a fuel assembly for enhancing molten fuel discharge from disrupted core. In the post-disassembly expansion phase, important headings in developing the event tree included pressurization in the core, energy dissipation effect of internal structures, bubble growth in the upper sodium plenum, and in-vessel structure response. The parametric analyses showed that the energy dissipation effect of internal structures was significant.
守田 幸路*; 山野 秀将; 飛田 吉春
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/11
A new computer code, SIMMER-LT, is under development to simulate long-term behavior of disrupted core materials with reactivity insertion. Although it is based on the framework of the transition-phase analysis code, SIMMER-III, improvement of computational efficiency is necessary for simulations of longer transients. Therefore, equilibrium vaporization/ condensation (V/C) models were newly developed for SIMMER-LT to reduce computational load in multi-component heat and mass transfer calculations. The developed model was validated through numerical simulations of a sodium boiling experiment in pin-bundle geometry under a loss-of-flow condition. SIMMER-LT reproduces characteristics of sodium boiling observed in the experiment reasonably with no essential difference from results obtained by SIMMER-III. The present results demonstrate that SIMMER-LT using the equilibrium V/C models is applicable to slowly transient phenomena of heat and mass transfer expected in material relocation phase.
上出 英樹; 早船 浩樹
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/11
ナトリウム冷却高速炉JSFRの設計と関連する研究開発が進められている。JSFRの設計では、高い経済性と安全性を達成するために、コンパクト化炉容器,2ループ冷却系,完全自然循環崩壊熱除去,再臨界排除炉心など幾つかの革新技術が導入された。現在は、これら革新技術の予備的な採用評価を行っている。ここでは、これら革新技術に関する設計の進捗と関連する研究開発の成果を紹介する。
Cheng, S.*; 田中 鷹平*; 権代 陽嗣*; 甲斐 貴之*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; et al.
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/11
Studies on the self-leveling behavior of debris bed are crucial for the assessment of core-disruptive accident (CDA) in sodium-cooled fast reactors (SFR). In this study, to clarify the behavior, experiments were performed by injecting nitrogen gas uniformly to particle beds. By this way relatively larger gas velocity might be achieved easily. Current experiments were conducted in a rectangular tank, where solid particles and water simulate the fuel debris and coolant. Based on the experimental observations and data obtained, with the help of dimensional analysis technique an empirical model was developed to predict the relative change of inclination angle (
) during self-leveling process. The calculated values of using proposed models and the experimental data were compared. Calculated values by the model agreed with the experimental values. The rationality of the proposed model was also confirmed by a detailed analysis of the effect of current experimental parameters.
大野 修司; 菅原 章博*; 大木 裕*; 大島 宏之
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/11
高速炉の原子炉上部プレナムで生じる温度成層化挙動の基本特性を調べるために、典型的な炉上部プレナム体系を基準とした数値実験を実施した。FLUENTコードVer.6.3とRNG型k-
乱流モデルを使用し、ナトリウムの流量・温度条件や体系サイズを仮想的に変更して温度成層化解析を行った結果、ナトリウムのプレナム内部平均上昇流速及びナトリウム温度差の条件が成層界面温度勾配の支配因子となることを明らかにした。また、成層界面温度勾配を精度良く予測するためには、界面内部の鉛直方向計算格子分割が重要であることを示した。