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高松 邦吉; 舩谷 俊平*
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 11 Pages, 2024/11
本研究は、外的ハザードに対する安全性向上に向けて、水や空気等の流体の駆動に期待するのではなく、事故時の崩壊熱及び残留熱を受動的に冷却可能な、放射冷却を利用した新たな冷却システム(炉容器冷却システム)の開発を目的とする。本発表では、提案する炉容器冷却システムを原子炉建家と一体化した構造概念を提示するとともに、これまでの実験及び解析検討結果に基づく性能評価結果を報告する。
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 山下 晋; 吉田 啓之
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 7 Pages, 2024/11
電極間の気相と液相の導電率の違いを利用したコンダクタンス型ワイヤメッシュセンサ(WMS)は、流路断面ボイド率分布を測定する有効な手法の一つである。本研究では、WMSの計測誤差を明らかにするために、単一球形気泡と気泡流についてWMS周りにおける数値流体力学(CFD)解析と静電場解析を実施した。単一気泡における解析結果より、WMS周囲の不均一な電流密度分布に基づく計測誤差があることが明らかにされた。ボイド率の瞬時値とWMS信号の関係は、同じ気泡であっても、WMSを通過する気泡の位置に対して一意に決まらず、従来用いられてきたWMS信号からボイド率への変換方法である線形近似やマクスウェルの式とも一致しないことが確認された。気泡流における解析結果より、瞬時ボイド率の定量的な計測は、ボイド率の偏差が
0.2程度と大きく、難しいことがわかった。一方、WMS信号を時間平均するとその偏差は減少することが確認された。このように、既存の変換方法を使用したWMSでは時間平均ボイド率を計測できるものの、瞬時ボイド率を定量的に計測することは困難であることがわかった。
早川 教*; 萩原 裕之*; 今村 亮*; 小野田 雄一; 田中 正暁; 中村 博紀*
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11
ナトリウム冷却高速炉では、高温のナトリウムが構造物に接触するのを防ぐため、主容器内のナトリウムプールの上部にアルゴンガスで満たされたカバーガス領域が設けられている。この領域では、カバーガスの自然対流による熱輸送、液面と構造物間の輻射、ミストと蒸気間のナトリウムの相変化とともに、蒸発、凝縮、構造物への沈着によるナトリウムの質量輸送も起こる。本研究では、市販のCFDコードFluentにナトリウムミストの輸送・成長モデル、輻射散乱モデルを組み込んだ数値評価法を開発した。評価法の妥当性を確認するため、円筒形のカバーガス領域を持つ実験室規模の試験のシミュレーションを実施し、カバーガス領域内の温度分布とナトリウムミスト濃度、およびカバーガス領域を横切る熱流束が試験結果とよく一致することを確認した。プール型ナトリウム冷却高速炉のシミュレーションでは、過飽和度が大きいカバーガス領域の上部にある環状部を中心に、より低温の領域でナトリウムミストが生成されること、カバーガスがナトリウム液面から上昇する領域では、カバーガス温度とナトリウムミスト濃度が高くなることがわかった。
山野 秀将; 守田 幸路*
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 9 Pages, 2024/11
This study is intended to investigate the effect of boron mixing in the degraded core using the eutectic reaction model between B
C and SS. Two difference BC particle sizes were used to examine the effect of the boron dilution in the degraded core material mixture. The tight fluid-particle momentum coupling in the case of small size of BC particles allows boron to keep remaining in the core mixture in a longer time than in the case of nominal size of BC particles. However, this preliminary calculation showed that the upward motion of the eutectic melt in the molten core pool as well as the reactivity transient behavior caused by the molten core material relocation. This analysis indicated that the reactivity increase could be delayed thanks to the boron mixing.
福田 貴斉
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 10 Pages, 2024/11
溶融炉心-コンクリート相互作用(MCCI)の理解を深めることは、過酷事故対策や燃料デブリ取り出しの観点等で重要である。高温のコリウムを用いた実験的研究は困難であるため、数値流体力学(CFD)を用いることでコリウム中で起こる熱流動に関する物理的知見を得ることが期待される。粒子法はCFDの一つであり、MCCI下のコリウムで典型的に想定される多相多成分流を容易に追跡できる利点がある。しかしながら、界面張力に対するモデリング手法の妥当性については、特に三相以上の混相流については、まだ十分に検討されていない。そこで本研究では、単純な気-液-液の三相流を、界面張力モデルとしてContinuum Surface Force (CSF)モデルとポテンシャルモデルの二種類を用いて解析を行った。比較の結果、CSFモデルは十分な解像度ではより正確な結果を与えるが、安定性はバルク流体の解像度に大きく依存することが示唆された。一方、ポテンシャルモデルは、幾何学的な情報を数値的に推定する必要がないため安定性の点で優れているが、粒子間ポテンシャル力が局所的に非物理的な圧力分布を引き起こすことがあり、特に多相界面上での界面張力の再現に課題があることがわかった。
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。
山崎 僚太; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 7 Pages, 2024/11
A self-actuated shutdown system (SASS) is one of the innovative technologies for a sodium-cooled fast reactor. The SASS is a passive reactor-shutdown system that utilizes a Curie point electromagnet (CPEM), which features the characteristic of losing magnetism when the magnet temperature reaches the Curie point. The control rod with the CPEM is inserted into the core by gravity without recourse to any active shutdown system. To allow the effective function of the SASS, it is important ensure a quick response of the CPEM following the coolant temperature increase. Therefore, the CPEM is designed to have a radial fin-like structure to improve temperature response, and a fluid is guided into the narrow gaps between fins. Accordingly, it is important to understand the flow field around the CPEM, including the gaps between fins. In this study, a water experiment was performed to understand the characteristic flow field around the CPEM and to develop the SASS performance evaluation method. The test section modeled the structure from the outlets of fuel subassemblies to the CPEM. The velocity conditions at the fuel subassembly outlet were varied between 0.26m/s (Re=25,000) and 1.55m/s (Re=150,000). The velocity in the gaps between fins was directly measured using a hot-wire anemometer. In addition, the flow field around the CPEM was measured using particle image velocimetry (PIV). As the results, the velocity distributions around the CPEM and inside the gaps between fins were quantitatively obtained. It was shown that the velocity in the gaps between fins was higher at the upstream side than at the downstream side, indicating that the fluid flowed out from the gap between fins flowing to the downstream. Furthermore, these experimental results will be used as validation data of the SASS performance evaluation method in the future.
江村 優軌; 松場 賢一; 菊地 晋; 山野 秀将
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11
Assuming the CDA of SFRs, the eutectic melting between BC as a control rod material and stainless steel (SS) as a structural material could occur below their melting points. After that, the mixture produced by eutectic melting between BC and SS (BC-SS mixture) would relocate inside or outside of the original core region. From the viewpoint of core reactivity changes, the relocation behavior of BC-SS mixture induced by its melting/freezing behavior, is one of the key elements to evaluate the CDA consequences. Many experimental studies on freezing behavior using core materials and its simulants, including molten UO
, SS, tin, wood's metal have been reported in the past. Based on these experimental findings, the freezing/blockage model for the severe accident simulation code was established and discussed through analyses of freezing process. Specifically, it has been considered that the experimental correlation of melt-penetration length was a key indicator to quantitatively describe freezing behavior. However, there was no experimental data for the freezing behavior of actual BC-SS mixture. Therefore, the freezing experiments of BC-SS mixture were conducted to investigate the freezing and blockage behavior inside a flow path such as fuel pin bundle. In the freezing experiments, BC powder and SS block were heated up to around 1,750 K using a graphite heating furnace, then BC-SS mixture flowed down into an SS pipe for cooling below 750 K. The experimental results showed that the BC-SS mixture solidified and resulted in the blockage in the SS pipe with 4 mm or 6.7 mm in inner diameter, respectively. Furthermore, the observations for cross section of SS pipe suggested that the BC-SS mixture penetrated deeper than molten SS. This difference is considered to be influenced by decrease of the melting point.
Wen, J.*; 鎌田 悠斗*; 横山 貢成*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 今泉 悠也; 田上 浩孝; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11
The influence of water pool height, particles diameter and wall cooling on particle bed-water pool heat transfer was evaluated by assessing the time variation of average temperatures of the particle bed and water pool, and their difference. The concept of macroscopic heat transfer coefficient of the particle bed-water pool system was introduced to elucidate the intensity of natural convection. The results show that the time variation of temperature difference initially increases, peaks, and then decreases. Based on this phenomenon, the process of heat transfer of the particles bed-water pool system was explained. According to the result, the water pool height and particle diameter will affect the heat transfer, but the current cooling conditions have little influence on the heat transfer of the particle bed.
大平 直也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一
no journal, ,
The void fraction distribution within the randomly packed bed filled with uniformly sized spheres was measured by X-ray CT to reveal a more detailed two-phase flow structure in the packed bed. The void fraction distributions seem to correspond to the porosity distribution, which was relatively high near the pipe wall, and relatively low near the center under the condition of slow liquid flow rate condition. It also shows the relatively lower void fraction at the first ring than at the second ring although the porosities at these locations were similar.
堀口 直樹; 吉田 啓之; 北辻 章浩; 福森 麻衣*; 長谷川 信*; 岸本 忠史*
no journal, ,
PWRの水質管理には、Li-7が濃縮されたpH調整剤が不可欠である。ここで必要なLi-7濃縮技術として、マルチチャンネル向流電気泳動(MCCCE)法を開発している。MCCCE法によるLi-7濃縮は、溶液中を移動するLi-7とLi-6イオンに対して電場と流れ場を介して異なる速度を与えて分離させるものである。この開発の一環として、イオン挙動を把握するためにイオン挙動の数値シミュレーション手法を開発している。本数値解析手法では、電場と流れ場をそれぞれ有限体積法で解き、イオンを質点粒子で模擬してその運動を解くことで、イオンの挙動を再現する。この数値シミュレーションの妥当性確認には試験との比較を必要とするが、試験的に個々のイオンを追跡してこれらの挙動を評価することは不可能である。そこで、試験で評価される分離係数に着目した。本発表では、模擬流路内のイオン挙動に本手法を適用し、分離係数を推定して数値シミュレーションの妥当性を確認した。分離係数は一般にLi-7とLi-6の濃度比を用いて推定されるが、我々は濃度比と同じになるイオン数の比を用いて分離係数を推定した。そして、印加電圧に対する分離係数の感度解析を行い、試験における分離係数の変化傾向を再現した。
太田 陽生*; 神田 侑奈*; 久持 陸也*; 矢田 浩基; 古谷 正裕*
no journal, ,
Since the core temperature of SFRs can be much higher than that of LWRs, when the operation is prolonged, it is desirable to confirm no scratches and cracks in the core supporting structure of SFRs. However, sodium is chemically active and opaque. Furthermore, it is difficult to extract sodium in the reactor vessel for inspection. That is why the method accessed inside the reactor vessel is difficult to conduct. Non-destructive testing is one of the effective methods to detect welding defects inside the reactor. Ultrasonic testing (UT) can be applied to this detection without damaging specimens. UT was conducted to detect welding defects from the outer of the reactor vessel at this time. Therefore, the distance between the probe and the flaw is far. If there is a welding defect with noise, the flaw is too small, or the angle of the flaw is parallel to the direction in which the ultrasound is traveling, the welding defect is difficult to detect, even for skilled engineers. Machine learning (ML) is a valid method to resolve this problem. ML enables us to judge whether welding defects exist or not in supporting structures. In this study, we acquired PA images from 0.35 m specimens and confirmed validation accuracy for the classification of whether welding defects exist or not using ML, the basis of classification using explainable AI, and collected PA images from 1.0 m specimens.
伊藤 啓*; 江連 俊樹; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*
no journal, ,
本研究では、気液界面における相変化過程の精密な物理的メカニズムを考慮することで、シミュレーション精度と安定性を向上させた相変化モデルを提案し、シミュレーション精度向上の観点で界面での凝縮量を決定する界面近傍の温度勾配の計算手法について検討した。その上で、本モデルを基礎的な凝縮問題に適用した結果を従来の評価手法による評価結果と比較することで、本モデルの優位性を確認した。
柾木 直人*; 金子 暁子*; 堀口 直樹; 吉田 啓之
no journal, ,
原子炉で過酷事故が発生すると、溶融した燃料棒などが圧力容器下部の冷却水プールに液体ジェットとして落下する可能性がある。事故の進展防止の観点から、冷却水中における微粒化を伴う冷却・固化機構の解明が不可欠である。多くの研究者が、水深が深いプール内のジェット挙動や微粒化挙動を解明するための実験や解析を行ってきた。一方、水深が浅いプールについて、実験的・解析的なアプローチによる報告は少ない。浅いプールの報告では、ジェットが底壁に衝突した後でも微粒化が起こることが示されている。しかし、そのメカニズムは十分に解明されていない。本研究では、撹拌が微粒化に影響を及ぼすかどうかを検討するために、浅水プールにおいて速度差による不安定性が微粒化に影響すると仮定し、回転子による渦を用いた撹拌によって界面に速度差を与えることを試みることとした。浅水プール内の模擬液液二流体系を用いて可視化計測実験を行った。その結果、プール内で渦による撹拌が生じた。回転子の周波数が高くなるにつれて、液滴の数とその立ち上がり時間が変化した。この結果は、撹拌が微粒化に寄与していることを示している。
山下 晋; 吉田 啓之
no journal, ,
SA解析コードでは対応が困難な溶融移行挙動の詳細な情報を取得することを目的として、詳細熱流動解析コードJUPITERを開発した。JUPITERは、溶融物の移行挙動解析機能だけでなく、事故進展に大きな影響を与える共晶反応による溶融モデルおよび水蒸気酸化反応モデルが導入されている。これまでにそれぞれのモデルに対する個別のシミュレーションは実施されているが、それらの事象が複合した条件でのシミュレーションは実施されていない。JUPITERの溶融移行挙動に関する複合試験解析への実現性を確認するために、燃料集合体の複合試験として、BWRの燃料集合体内部の溶融物の状況を取得したXR2-1試験および水蒸気濃度による制御棒の溶融挙動を観察したLEISAN試験の解析を実施した。XR2-1の実験解析では、ステンレス鋼/炭化ホウ素(BC)とジルカロイ溶融物を上部境界から燃料集合体に注入した。その結果、実験と同様に複数の融体の排出経路が確認された。また、融体との接触による燃料集合体の損傷も確認された。LEISAN実験解析では、BCを含むステンレス鋼制御棒ブレードを加熱した。その結果、ステンレス鋼/BC間の共晶反応により、制御棒はステンレス鋼/BCの融点よりも低い温度で溶融した。
堀口 直樹
no journal, ,
軽水炉のシビアアクシデントでは、プール内の気泡界面が放射性マイクロ粒子を捕集し、この捕集によって粒子の外部環境への放出が抑制されると想定されている。不溶性マイクロ粒子を含む気泡を可視化した最近の研究では、粒子が気泡界面に堆積することが報告されている。しかし、シビアアクシデント対策のための数値的研究では、粒子の堆積は無視されており、粒子は気相から液相へ不可逆的に移動するものとして取り扱われている。そのため、シビアアクシデント対策の高度化のためには、界面における単一マイクロ粒子の挙動を可視化する実験的研究が必要である。この実験では、界面近傍でマイクロ粒子を非接触操作する必要もある。レーザーマニピュレーション技術は液相中の不溶性マイクロ粒子の非接触操作だけでなく可視化も可能であるが、界面近傍のマイクロ粒子に関する報告は無い。本研究では、レーザーマニピュレーション技術を用いて界面上の単一マイクロ粒子の挙動を可視化する手法を開発した。レーザーマニピュレーション技術により液単相中の不溶性マイクロ粒子の操作および可視化が可能な装置を製作し、この装置内にシリコンオイルおよび水を用いた界面を形成する手法を開発した。この装置を用いた実験を行い、界面がマイクロ粒子を捕集することを確認した。また、別のマイクロ粒子は曲率の小さい界面に捕集されたが、しばらくすると元の相に戻った。この挙動は、粒子自身のブラウン運動や界面の曲率の影響によるものと考えられる。
山野 秀将; 守田 幸路*
no journal, ,
The contents are Worldwide development of Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs), Nuclear energy policy in Japan, Development of SFRs in Japan, Thermal-hydraulic and safety related Research and Development (Analysis code development, Core deformation analysis, 1D-CFD simulation Severe accident analysis, Sodium-water reaction analysis, and Experimental facilities).