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論文

Numerical simulations of upper plenum thermal-hydraulics of Monju reactor vessel using high resolution mesh models

大平 博昭; 本多 慶; 素都 益武

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 12 Pages, 2011/09

「もんじゅ」原子炉容器上部プレナムの熱流動特性を評価するため、40%定格出力条件において詳細モデルを用いてFrontFlow/Redコードによる解析を実施した。本研究では特に内筒フローホール周りのメッシュ分割を詳細化して解析を実施したところ、前回のフローホール周りの比較的粗いメッシュによる結果と比較して、フローホールを通過する流量は大きく違わなかった。これは本条件では全冷却材流量に比べてフローホール流量が小さいことによる。一方、UCS領域に設けられているハニカム構造(HS)のフローホールが存在しないと仮定した解析では、上部プレナムの熱流動特性が試験結果と大きく異なるため、HSのフローホールにおける圧損係数はプレナム熱流動に比較的影響を与えることがわかった。

論文

Sodium experiment on fully natural circulation systems for decay heat removal in Japan sodium-cooled fast reactor

上出 英樹; 小林 順; 小野 綾子; 木村 暢之; 渡辺 収*

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 16 Pages, 2011/09

ナトリウム冷却高速炉の実用化に向けて、完全自然循環方式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、中間熱交換器に挿入する形式の崩壊熱除去系(PRACS)冷却器の伝熱特性並びにループの流動抵抗係数をパラメータとした自然循環過渡特性に関するナトリウム試験を実施した結果を示す。1次系並びに崩壊熱除去系の流動抵抗係数は、温度差と流量が補償し合うことで自然循環に与える影響が限定的となることを実験的に明らかにした。

論文

Unsteady hydraulic characteristics in pipe with elbow under high Reynolds condition

小野 綾子; 木村 暢之; 上出 英樹; 飛田 昭

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 13 Pages, 2011/09

アドバンストループ型高速炉は、ループ数削減に伴い、従来設計に比べて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、エルボ曲がり部での流れの偏りに起因する流体励起振動の発生が懸念されている。流体励起振動のメカニズム把握するためには、エルボ内の流動構造と流動変動によって生じる圧力変動特性を把握する必要がある。本研究では、エルボ内の非定常流動構造を明らかにするために高速PIVにより流速場計測を行うとともに、圧力センサを用いエルボ腹側壁面での圧力変動計測を行った。曲率比をパラメタとすることで流体剥離の程度を変化させ、剥離域の形成が壁面圧力変動に及ぼす影響を調べた。その結果、剥離域が形成されると再付着点近傍において、その揺動に対応した周期的な圧力変動が生じること、二次流れの腹側への流入が剥離域近傍の流動変動の周期に影響を及ぼすことがわかった。

論文

Experimental study on influences of kinematic viscosity on occurrences of cavitation due to sub-surface vortex

江連 俊樹; 木村 暢之; 小林 順; 上出 英樹

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 13 Pages, 2011/09

液中渦キャビテーション発生に対する動粘性係数の影響を把握するため、円筒容器中での水試験を実施した。水温を10$$^{circ}$$Cから80$$^{circ}$$C($$nu$$: 1.3$$times$$10$$^{-6}$$ - 3.7$$times$$10$$^{-6}$$m$$^{2}$$/s)の範囲で数条件に変化させ、水の粘性を変えた試験を実施し液中渦の発生の把握を行った。加えて、液中渦周囲の速度分布を粒子画像流速測定法により計測した。その結果、動粘性係数が比較的大きい領域では発生条件への影響がみられたが、その影響は動粘性係数が減少するか、吸込み流速が増加するにつれて見られなくなることがわかった。加えて、これら傾向を整理する指標として、無次元化循環$$Gamma$$$$^{*}$$を見いだした。

論文

Analysis of reacting gas jets in liquid pools using the SERAPHIM program

内堀 昭寛; 渡部 晃*; 大島 宏之

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 11 Pages, 2011/09

高速実用炉蒸気発生器の伝熱管破損時安全評価に資することを目的として、圧縮性混相流・ナトリウム-水反応現象数値解析コードSERAPHIMを開発している。本研究では、反応性混相流現象に対する解析モデルの適用性を検証するため、Na-NaCl混合液中塩素ガス音速噴出実験を対象として検証解析を実施した。混相流の解析モデルとして圧縮性を考慮した多流体モデルを用い、基礎方程式の解法として圧縮性混相流に適用できるよう修正したHSMAC法を用いた。化学反応に伴う物質生成・消滅速度については、気液界面への気相の輸送速度が化学反応の進行を律するとした表面反応モデルを適用して評価した。塩素ガスの噴出条件やNaの濃度を変更した複数ケースの解析を実施した結果、化学反応に伴い噴流がある高さで消滅する現象を再現可能であるとともに、いずれのケースにおいてもその消滅高さが実験結果とよく一致することを確認した。以上の検証により、著者らが提案する解析モデルの適用性を示した。

論文

Development of core hot spot evaluation method for natural circulation decay heat removal in sodium cooled fast reactor

堂田 哲広; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*; 大久保 良幸*

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 13 Pages, 2011/09

ナトリウム冷却高速実用炉(JSFR)の崩壊熱除去系として完全自然循環式崩壊熱除去系が採用されている。完全自然循環システムの成立性を評価する目的で、定格運転状態から自然循環崩壊熱除去状態への移行時における炉心最高温度評価手法を開発した。本評価手法は、自然循環時に特徴的な物理現象である集合体間熱移行や集合体間及び集合体内の流量再配分効果を考慮するため、3ステップの熱流動解析で構成するものとした。また、3ステップ目の解析(サブチャンネル解析)は比較的計算負荷が大きいため、簡易評価モデルを開発し、その低減を図った。本評価手法を大型炉の外部電源喪失事象及び2次ナトリウム漏えい事故時の評価に適用した。

論文

Thermal hydraulics of sodium-cooled fast reactors; Key issues and highlights

二ノ方 壽*; 上出 英樹

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 20 Pages, 2011/09

NURETH-14国際会議のKeynote Lectureとして、日本における高速炉開発に関して特にJSFRの設計研究と関連する熱流動研究に焦点を当てて重要なポイントを述べる。JSFRでは幾つかの革新技術、例えば完全自然循環方式崩壊熱除去系、炉心損傷事故時の再臨界を排除できる炉心概念が、より高い安全レベルを達成するために研究され、その評価が進んでいる。ここではその成果を紹介する。

論文

Effectiveness of Core Exit Thermocouple (CET) indication in accident management of light water reactors

中村 秀夫; T$'o$th, I.*; Sandervag, O.*; Umminger, K.*; Dreier, J.*; Prior, R.*; Alonso, J. R.*; Muellner, N.*; D'auria, F.*; M$"u$hleisen, A.*; et al.

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 15 Pages, 2011/09

OECD原子力機関(NEA)の原子力施設安全委員会(CSNI)の事故の分析と管理ワーキンググループ(WGAMA)は、軽水炉(LWR)のアクシデントマネジメント(AM)における炉心出口温度計(CET)の有効性に関するタスクを実施した。同タスクはNEA加盟国に対してCETの利用に関する調査を行い、軽水炉事故時のAM策へのCETの利用に際するCETの設計基準を調べるとともに、特に事故時の炉心温度上昇に対するCET温度表示の時間遅れや温度表示の乖離に焦点を当て、LOFT, ROSA/LSTF, PKL, PSB-VVERなどのシステム効果実験装置で行われてきた実験結果を調べた。また、それらの実験結果の実機LWRへの外挿適用について、スケーリング上の課題を議論した。本論文は、同タスクによって得られた成果をまとめ、今後の課題を示すものである。

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