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松場 賢一; 伊藤 主税; 川原 啓孝; 青山 卓史
第12回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.13 - 14, 2007/06
ナトリウム冷却型高速炉では、運転時の原子炉出口温度が高温で、原子炉出入口温度差も大きいことに起因して、1次冷却系配管に有意な熱応力が発生する。このため、プラント各部の温度,ひずみ,変位及び振動を高精度で測定することが構造健全性監視上重要である。高速実験炉「常陽」では、光ファイバを用いた高速炉構造健全性監視技術開発の一環として、FBGセンサを用いた1次冷却系配管サポートの変位・振動測定を行っている。原子炉運転に伴う高放射線環境下(
線吸収線量率16Gy/h)で測定を行った結果、原子炉運転約180日分の積算吸収線量7
10
Gyまでの照射では、FBGセンサの反射光強度の減衰による測定への影響はないことを確認した。また、変位の測定値は、当該部の温度変化幅に線熱膨張係数を乗じて求めた熱変位量の計算値とおおむね一致した。さらに、振動測定では、配管サポート部の固有振動数や、ポンプ回転数とインペラ数を乗じて求めた冷却材の圧力脈動周波数の計算値と一致する周波数成分が検出された。これらの測定結果は、FBGセンサが変位・振動にかかわる高速炉構造健全性監視への適用性を有することを示すものである。
高松 邦吉; 武田 哲明; 中川 繁昭; 後藤 実
第12回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.213 - 214, 2007/06
日本原子力研究開発機構では、高い固有の安全性と経済性を有するVHTRシステムの開発に資するために、高温工学試験研究炉(HTTR)における安全性実証試験の実測データを用いて、原子炉動特性解析コードを開発し、高温ガス炉の事故時における動特性挙動の評価手法を高度化する研究を行っている。本研究では、多領域反応度フィードバックを考慮した炉心モデルを用いて冷却材流量部分喪失試験、及び冷却材流量喪失試験の解析を実施した。冷却材流量部分喪失試験については実測値と一致していることを確認した。さらに本解析モデルを用いて冷却材流量喪失試験の解析を行った結果、循環機停止直後に原子炉出力は崩壊熱レベルまで低下し、再臨界が生じても原子炉出力は直に低下することを確認した。
Zhang, W.; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 大貫 晃; 秋本 肇; 堀田 亮年*; 藤村 研*
第12回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.85 - 88, 2007/06
二相流詳細解析コードTPFITによるサブチャンネル間流体混合の解析結果について、サブチャンネル間の差圧,気相混合係数と液相混合係数についての相関関数を用いた統計解析を行い、サブチャンネル間流体混合現象を支配する時間スケールを評価した。また、相関関数に与える、サンプリングデータ数と時間間隔,二相流の流動様式,燃料棒ギャップ幅及び混合部の入口と出口などの影響を検討した。さらに、流体混合の局所的特性と流れに伴う全体的変動特性を評価した。主な結果は以下の通り。(1)差圧と気相,液相の混合係数の間には強い相関があり、差圧による混合がサブチャンネル間の混合の主なメカニズムである。(2)サブチャンネル間に生じた圧力差により液相が先に移動し、この移動による流量の増加を補うため気相が移動することがわかった。したがって、気相の移動には、ある程度の時間と流れ方向の距離が必要であり、また、一度の混合で移動する気相と液相の体積は、必ずしも一致しない。(3)液相の混合は、局所的かつ瞬時的に発生するが、気相の混合には時間遅れがあり、これが流れの軸方向速度により下流に伝播することで、空間遅れが生じている。この研究に基づき、流体混合のモデル化には、時間遅れあるいは空間遅れを考慮に入れる必要があると予想される。また、流体混合に与える、燃料棒ギャップ幅,混合部長さなどのパラメータの影響を評価するために、さらなる数値シミュレーションが必要である。
Liu, W.; 呉田 昌俊; 吉田 啓之; 大貫 晃; 高瀬 和之; 秋本 肇
第12回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.103 - 106, 2007/06
原子力機構が開発した稠密バンドル用限界出力相関式、及びMartinelli-Nelson二相増倍係数をTRAC-BF1に集約し、コード改良を行い、低減速軽水炉用熱設計コードが開発された。本研究は、開発したコードを用いて、900体の燃料集合体から構成される1356MWe増殖型低減速軽水炉の実機炉心の熱工学的成立性を評価した。評価にあたって、通常運転時及び運転時異常な過渡変化において、沸騰遷移を許容しないという従来BWR熱設計方針を用いた。評価手順は、まず運転時異常な過渡変化におけるMCPRの変化量
MCPRを評価し、これに基づいて通常運転時必要なMCPR及び冷却材流量を算出した。その結果、強制循環型低減速軽水炉の熱工学成立条件は、運転制限MCPRが1.32(炉心平均質量速度が640kg/m
s)以上にすることである。また、自然循環型の熱工学成立条件は、運転制限MCPRが1.19(炉心平均質量速度が560kg/ms)以上にすることである。
岩月 仁; 寺田 敦彦; 野口 弘喜; 石倉 修一; 高橋 才雄*; 日野 竜太郎
第12回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.285 - 286, 2007/06
日本原子力研究開発機構(原子力機構)では、将来の大量水素需要に対応した幾つかの水素製造技術のうち、核熱を利用して水を熱分解する熱化学法ISプロセスの開発研究を進めてきた。ガラス製の工学基礎試験装置による1週間にわたる連続水素製造の成果を踏まえて、次段階の30m
/h規模の水素を製造するパイロットプラント試験に向けて、設計,機器要素の開発研究を進めている。ブンゼン反応器を中心にして、二相分離器,各種分解器,蒸留塔等のプロセス機器が設置され、それらが配管で接続される。ここで使用される配管は高温の硫酸やヨウ化水素混合物を輸送するため、過酷な腐食条件にある。本報では、コストの低減を目指した耐食性配管として、ガラスライニング材の適用性を調べた熱サイクル試験結果と、高温化でのガスケットのシール特性を確保するために実施した熱膨張吸収皿バネ機構の特性について紹介する。
大川内 靖; 杉野 和輝; 関根 隆; 曽我 知則; 北村 了一; 青山 卓史
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、低除染TRU燃料サイクル技術開発の一環として、高速実験炉「常陽」を用いたMA含有MOX燃料照射試験を進めている。「常陽」では、Amを3%又は5%含むAm-MOX燃料ピンと、NpとAmを各2%含むNp/Am-MOX燃料ピンを装填した試験用集合体を炉心に装荷し、2006年5月に、10分間の照射試験、同年8月に24時間の照射試験を実施し、必要な試験条件を満足する運転を達成した。今後、ホットラボ施設では、照射後試験データの取得を継続し、「常陽」では、2008年半ばから定常照射試験を開始するための準備を進める。一連の照射試験を通じて、FBRにおけるMA含有MOX燃料の挙動と燃焼特性を明らかにし、燃料設計基準の整備と設計手法の高度化を進めていく。
渡辺 博典; 光武 徹*; 柿崎 禎之*; 高瀬 和之
no journal, ,
軽水炉では、炉心のボイド率が変化すると炉心出力,冷却能力,燃料の転換比等が変化することから、炉心熱設計においては炉心内ボイド率を正確に把握する必要がある。このために炉心条件下でも実用的に計測できるボイド率計として、静電容量検出型電気式ボイド率計の開発を行っている。二相流中のインピーダンスの静電容量成分(C成分)を計測すると水質が純水でもボイド率計測が可能となるとともに、水単相から蒸気単相に至るほぼ全領域の計測が可能となる。本発表では、静電容量検出型電気式ボイド率計の計測特性等について報告する。
相澤 康介; 木曽原 直之; 小竹 庄司; Sherwood, D. V.*
no journal, ,
将来の高速炉のさらなる経済性向上の一環として、ナトリウム冷却炉の2次系簡素化概念が検討されている。本検討では、2次系簡素化概念を可能とする固体銅を用いた高信頼性蒸気発生器の概念検討を実施した。本蒸気発生器は、ナトリウム・水境界をナトリウム管,熱媒体銅,水・蒸気管の3重壁構造とし、熱伝導が良好で延性の高い銅を使用することで、伝熱性能を確保しつつ、その信頼性を向上させた概念である。本蒸気発生器の成立性を評価するために、物量評価,構造健全性,製作性,き裂進展挙動の検討を実施し、本蒸気発生器を用いた2次系簡素化概念が有望であることを示した。
三澤 丈治; 大貫 晃; 勝山 幸三; 中村 保雄; 秋本 肇
no journal, ,
In the JAEA, in order to investigate influence of the fuel rod bowing upon the critical power of the fuel assembly in the Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR), the large scale thermal hydraulic experiment which simulates the fuel rod bowing was performed, and the fuel rod position in the test section was measured using the X-ray CT equipment. In this study, in order to investigate influence of the displacement of the fuel rod from the design-based rod position upon the critical power of the test section, the experimental analysis using the subchannel analysis code NASCA was performed based on the fuel rod position measured by the X-ray CT.
吉田 啓之; 永吉 拓至*; 高瀬 和之; 秋本 肇
no journal, ,
Thermal-hydraulic design of the current BWR is performed by correlations with empirical results of actual-size tests. Then, when the reactor of new design is developed, an actual size test is required to confirm or modify the correlations. Development of a method that enables the thermal-hydraulic design of nuclear rectors without these actual size tests is desired, because these tests take a long time and entail great cost. For this reason we developed an advanced thermal-hydraulic design method for BWRs using innovative two-phase flow simulation technology. In this study, detailed two-phase flow simulation code using advanced interface tracking method: TPFIT is developed. In this paper, the TPFIT code was applied to simulation of two-phase flow in modeled 2 subchannels of BWRs rod bundle, and the existing two-phase flow correlation for fluid mixing is evaluated using detailed numerical simulation data.
内堀 昭寛; 大島 宏之; 高田 孝*; 山口 彰*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器で伝熱管が破損した場合、管内を流れる水又は水蒸気が管外のナトリウム中へ漏洩し、ナトリウム-水反応現象が発生する。蒸気発生器安全評価の観点から、ナトリウム-水反応現象が周囲伝熱管へ与える影響を解明,評価することが重要な課題となっている。そこで本研究では、数値解析によるナトリウム-水反応現象の予測及び影響評価を目的として、機構論的モデルを導入した数値解析コードSERAPHIMを開発した。SERAPHIMコードの基本検証として、単純な体系での解析を実施し、解析コードに導入した化学反応モデルが正しく機能することを確認した。また、反応生成物である水酸化ナトリウムの蒸発が化学反応による温度上昇を抑制するメカニズムが存在することがわかった。さらに、管群構造を有するSWAT-1R試験を対象に検証解析を実施したところ、体系内最高温度について試験結果と解析結果が定量的に一致することを確認した。体系内の温度分布についても定性的な一致が得られた。
伊藤 啓; 大島 宏之
no journal, ,
高速増殖炉の実証炉設計研究において、炉上部の自由液面におけるガス巻込み(液面から気泡が巻込まれる現象)の発生が懸念されている。ガス巻込み現象は、局所体系形状及び流速分布に依存するため、実機レベルの現象を完全に再現することは困難であるが、実験室レベルの現象を対象として、ガス巻込み現象の傾向を調査・検討することは可能であると考えられる。本報は、ガス巻込み基礎実験を対象とし、境界条件や体系形状を変化させた場合のガス巻込み挙動の変化を、数値解析によって評価し、ガス巻込みの支配パラメータに関して検討した。